что такое проект прорыв
Проект «Прорыв»
состоит из энергоблока с реактором БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем и пристанционного завода, который включает в себя модуль переработки облученного смешанного уран-плутониевого (нитридного) топлива и модуль фабрикации/рефабрикации для изготовления стартовых твэлов из привозных материалов, а впоследствии твэлов из переработанного облученного ядерного топлива. ОДЭК впервые в мире должен продемонстрировать устойчивую работу полного комплекса объектов, обеспечивающих замыкание топливного цикла. Размещение на одной площадке реактора и завода по фабрикации ядерного топлива позволяет отработать технологии «короткого топливного цикла» в минимальные сроки.
Такой пристанционный топливный цикл имеет общую систему обращения с радиоактивными отходами (РАО). На заводе по фабрикации впервые в мире создано опытно-промышленное производство смешанного нитридного топлива на основе энергетического плутония и обеднённого урана.
В 2021 году на площадке ОДЭК строительно-монтажным организациям предстоит проложить 165 км линий электроснабжения, установить системы вентиляции на площади около 8 тыс. кв. м., выполнить монтаж 450 тонн технологического оборудования.
Единый модуль фабрикации и рефабрикации топлива позволяет работать как с исходными материалами, так и с продуктами переработки ОЯТ реактора БРЕСТ-ОД-300.
Экспериментальные твэлы и тепловыделяющие сборки (ТВС) проходят испытания в реакторе на быстрых нейтронах БН-600 на Белоярской АЭС для получения максимально полных экспериментальных данных о свойствах и поведении таблеточного СНУП-топлива в стальной оболочке. Экспериментальные тепловыделяющие сборки, изготовленные на АО «СХК», доказали свою эффективность в ходе реакторных испытаний и по итогам послереакторных исследований. Во время испытаний в БН-600 ТВС плотного нитридного смешанного уран-плутониевого топлива не было ни одной разгерметизации оболочек. В 2020 года загружены очередные партии экспериментальных ТВС, в которых находится по 61 твэлу.
В начале 2021 года на СХК приступили к установке основного оборудования модуля по производству СНУП-топлива. Завершен монтаж площадок под оборудование линии изготовления таблеток смешанного нитридного уран-плутониевого топлива.
Окончание монтажа основного технологического оборудования на модуле фабрикации-рефабрикации топлива планируется уже в 2021 году.
«Прорыв»: для чего нужна атомная станция в Северске
Росатом с 2011 года реализует на Сибирском химическом комбинате в Северске проект «Прорыв», в рамках которого будет построен реактор, работающий в замкнутом топливном цикле, и налажено производство уран-плутониевого топлива для реакторов на быстрых нейтронах. 26 октября инженеры СХК Игорь Луцик и Максим Федоров провели лекцию, в которой объясняли, почему, по их мнению, реакторы на быстрых нейтронах полезнее и безопаснее предыдущих.
В чем особенность нового реактора
Реакторы на тепловых (медленных) нейтронах позволяют получать более дешевую электроэнергию (в сравнении с быстрыми реакторами), но накапливают те самые минорные актиноиды, которые не могут использоваться в качестве топлива. Преимущество быстрых реакторов в том, что они могут перерабатывать любые актиноиды в продукты деления, время «обезвреживания» которых около 300 лет. Фактически это позволяет получать энергию из того, что раньше находилось в хранилищах в качестве отходов.
Почему «Прорыв» реализуют именно в Северске?
Здесь уже есть опыт эксплуатации ядерных реакторов. Специалистов-реакторщиков в области сейчас не так много, зато есть поставщики новых кадров, в первую очередь Северский технологический институт, где с 2017 года набирают магистрантов на программу «Ядерные физика и технологии», по которой специалистов готовят в основном именно для проекта «Прорыв», и Томский политехнический университет, в котором кадры для атомной отрасли готовят уже около 70 лет.
По словам советника генерального директора «Росатома» Владимира Грачева, сейчас в Томской области самое большое в мире количество студентов, обучающихся на специальностях, связанных с ядерной энергетикой.
Насколько это безопасно?
В целом, по словам инженеров СХК, современные атомные электростанции способны выдержать огромные нагрузки, например, такие, как землетрясение, смерч или падение самолета. Свинец, используемый в качестве материала теплоносителя реактора БРЕСТ, имеет высокую температуру кипения и не вступает в бурную реакцию с водой даже в случае разгерметизации теплообменного оборудования. Планируется, что в случае не прогнозируемой в проекте аварии после остановки реактора и остывания свинца реактор законсервирует сам себя.
Подешевеет ли электричество?
«На наш взгляд, цена на электроэнергию должна упасть», — говорит инженер по эксплуатации реакторного отделения СИП БРЕСТ ОДЭК Игорь Луцик.
Сейчас электроэнергия в Томской области стоит примерно 2,45 рубля за киловатт-час. Эту цифру планируется снизить до 2,23 руб./кВт⋅ч.
Сроки строительства
На данный момент уже построен модуль фабрикации-рефабрикации. В следующем году там будут монтировать технологическое оборудование. Работа модуля в опытно-промышленном режиме начнется в 2022 году, а с 2023-го там начнется промышленная наработка нитридного топлива для загрузки реактора.
Сам реактор БРЕСТ-ОД-300 планируется запустить в августе 2026 года. Модуль переработки планируется сдать в эксплуатацию в сентябре 2029 года. К 2030 году на АЭС должны завершить все работы и начать промышленную эксплуатацию станции.
Какие были сложности?
В 2017 году правительство России исключило строительство атомного реактора БРЕСТ-300 в Северске из федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года».
Однако замглавы «Росатома» Вячеслав Першуков заявлял, что строительство реактора БРЕСТ не прекратили, не остановили, не исключили, а решили оптимизировать.
Замгубернатора по промышленной политике Игорь Шатурный также неоднократно подчеркивал, что «Прорыв» будет реализован. По его словам, строительство реактора БРЕСТ-300 задерживалось из-за трудностей при проектировании и прохождении экспертизы.
Читайте также:
Поддержи ТВ2! Мы пишем о том, что происходит, а не о том, что прикажут писать.
О проекте
Реализуемый Госкорпорацией «Росатом» проект «Прорыв» нацелен на достижение нового качества ядерной энергетики, разработку, создание и промышленную реализацию замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) на базе реакторов на быстрых нейтронах, развивающих крупномасштабную ядерную энергетику.
Цель работы в рамках проектного направления «Прорыв» – создание ядерно-энергетических комплексов, включающих в себя АЭС, производства по регенерации (переработке) и рефабрикации ядерного топлива, подготовке всех видов РАО к окончательному удалению из технологического цикла для крупномасштабной ядерной энергетики, отвечающих базовым требованиям:
1. Исключение аварий на АЭС, требующих эвакуации, а тем более отселения населения;
2. Обеспечение конкурентоспособности ядерной энергетики в сравнении с альтернативной генерацией, в первую очередь, с парогазовыми установками, но также и солнечными и ветровыми станциями при учёте всех затрат топливных циклов (на основе сравнительного анализа LCOE);
3. Формирование ЗЯТЦ для полного использования энергетического потенциала природного уранового сырья;
4. Последовательное приближение к радиационно-эквивалентному (по отношению к природному сырью) захоронению РАО;
5. Технологическое укрепление режима нераспространения (последовательный отказ от обогащения урана для ядерной энергетики, наработки оружейного плутония в бланкете и выделения при переработке ОЯТ, сокращение транспортировки ядерных материалов).
Опытно-демонстрационный энергетический комплекс (ОДЭК)
ОДЭК впервые в мире должен продемонстрировать устойчивую работу полного комплекса объектов, обеспечивающих замыкание топливного цикла. Пристанционный вариант организации топливного цикла (ПЯТЦ) позволяет отработать технологии «короткого топливного цикла» в минимальные сроки в пределах одной площадки.Пристанционный топливный цикл, состоящий из двух основных модулей – МФР и МП, имеет общую систему обращения с радиоактивными отходами (РАО). На первом из них впервые в мире создается опытно-промышленное производство смешанного нитридного топлива на основе энергетического плутония и обеднённого урана с использованием технологии карботермического синтеза.
Модуль фабрикации и рефабрикации (МФР)
Единый модуль фабрикации и рефабрикации топлива позволяет работать как с исходными материалами, так и с продуктами переработки ОЯТ реактора БРЕСТ-ОД-300, а также предусматривает включение в топливо минорных актинидов для последующей их трансмутации.
Наиболее существенные результаты получены в разработке технологии плотного нитридного смешанного уран-плутониевого топлива. Экспериментальные тепловыделяющие сборки, изготовленные на АО «СХК», доказали свою эффективность в ходе реакторных испытаний и по итогам послереакторных исследований.
Завершена постановка в БН-600 18-ти ТВС (более 1000 твэлов) для обоснования работоспособности твэлов РУ БРЕСТ-ОД-300 и БН-1200. Во время испытаний не было ни одной разгерметизации оболочек при максимальном выгорании до 7,5% т.а., которое превышает выгорание, достигнутое на АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. Послереакторные исследования 6 экспериментальных ТВС (КЭТВС и ЭТВС) со смешанным нитридным и оксидным уран-плутониевым топливом показали, что дефектов конструктивных элементов не выявлено и твэлы сохранили герметичность. Облучение ЭТВС-11 в РУ БН-600 в течение 7 микрокампаний обеспечило обоснование работоспособности твэлов стартовой загрузки РУ БРЕСТ-ОД-300.
Полученные результаты дают основание для продолжения работ по обоснованию использования смешанного нитридного топлива при создании РУ БРЕСТ-ОД-300.
В данный момент идет монтаж основного технологического оборудования на модуле фабрикации-рефабрикации топлива Опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК).
БРЕСТ
Ключевым элементом ОДЭК является первый в мире инновационный демонстрационный опытно-промышленный энергоблок на базе быстрого реактора БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем, в полной мере реализующий принципы «естественной безопасности».
Особенности реактора позволили отказаться от больших объёмов гермооболочки, ловушки расплава, большого объема обеспечивающих систем, а также снизить класс безопасности внереакторного оборудования.
Интегральная конструкция реакторной установки позволяет локализовать течи теплоносителя в объеме корпуса РУ и исключить осушение активной зоны. Это исключает аварии, требующие эвакуации населения.
В соответствии с дорожной картой создания опытно-демонстрационного энергокомплекса, получены результаты НИОКР в обоснование основного оборудования, изделий активной зоны, конструкционных материалов, технологии свинцового теплоносителя реакторной установки (РУ) БРЕСТ-ОД-300, проведена верификация расчетных кодов. Технические решения по оборудованию РУ БРЕСТ-ОД-300 экспериментально обоснованы на макетах компонентов оборудования.
Получены положительные заключения Главной государственной экспертизы на проектную документацию энергоблока с РУ БРЕСТ-ОД-300.
Были разработаны и согласованы со всеми заинтересованными организациями вторые редакции ФНП «Требования к устройству и безопасной эксплуатации корпуса блока реакторного, оборудования и трубопроводов ядерной установки со свинцовым теплоносителем» (НП-117), «Требования к обоснованию прочности корпуса блока реакторного, оборудования и трубопроводов ядерных установок со свинцовым теплоносителем» (НП-118) и вторые редакции стандартов Госкорпорации «Росатом» «Обеспечение целостности корпуса блока реакторного, оборудования и трубопроводов ядерной установки со свинцовым теплоносителем» по темам (16 стандартов) в поддержку НП-117 и НП-118.
Модуль переработки (МП)
На модуле переработки ОДЭК предполагается поэтапно реализовать комбинированную технологию переработки СНУП ОЯТ, состоящую из головных пирохимических операций, гидрометаллургического аффинажа урана, плутония и нептуния (U-Pu-Np), включая выделение и разделение америция (Am) и кюрия (Cm), а также получение порошков оксидов U-Pu-Np-Am. Для пирохимического передела на лабораторном уровне подтверждена техническая реализуемость основных операций. Выбран окончательный вариант технологической схемы пирохимического передела.
Экология
Радиационно-эквивалентный подход в ЗЯТЦ – основной способ решения потенциальных экологических проблем при обращении с РАО, а также главный аргумент при работе с общественностью и «радиофобией». Он фактически означает, что радиационная безопасность окружающей среды гарантируется не техническими средствами и способами, а самим отсутствием активности сверх имеющихся уже природных уровней.
На сегодняшний день уже экспериментально продемонстрирована возможность глубокого извлечения актинидов (>99,9%) из всех видов РАО, что обосновывает техническую достижимость радиационно-эквивалентного подхода к захоронению РАО.
В рамках сценария развития в 21 веке ядерной энергетики России с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах установлено:
• Выравнивание ожидаемых доз облучения от РАО и от природного сырья (радиационная эквивалентность) достигается через 287 лет после наработки отходов ядерной энергетики в 2100 г.;
• Выравнивание пожизненных радиационно-обусловленных рисков возможной индукции онкозаболеваний от РАО и от природного сырья (радиологическая эквивалентность) достигается через 99 лет после наработки отходов ядерной энергетики в 2100 г.
Подготовлен атлас радиоэкологической обстановки в 30-ти км зоне АО «СХК», отражающий состояние окружающей среды в районе до начала эксплуатации. Сделан он для того, чтобы в дальнейшем, спустя годы, когда все объекты опытно-демонстрационного энергокомплекса вступят в строй, провести повторные исследования экологических и природных параметров и сравнить их с теми, что отражены в атласе.
В 2017 году сразу несколько научно-исследовательских институтов приступили к работе над его наполнением. Путем взятия большого количества соответствующих проб были исследованы практически все природные и сельскохозяйственные ресурсы.
В атласе представлена детальная информация о сельскохозяйственных предприятиях расположенных в 30-ти км зоне АО «СХК». Важность данного раздела обусловлена тем, что производимые в данных предприятиях продукты питания, поставляются для питания жителем г. Северска и г Томска. На картах приведена детальная информация касательно каждого хозяйства. Также в атласе отдельный раздел посвящен данным по расчету дозовых нагрузок на население и биоту, выполненных в соответствии со современными требованиями МАГАТЭ и МКРЗ. Отражена информация о содержании радионуклидов в почве, растительности, поверхностных водах и донных отложениях.
Вместе с тем в данной работе не остались без внимания и базовые показатели, полученные в результате многолетних замеров и наблюдений, сделанных природоохранными службами и лабораториями СХК.
Сельхозпредприятия в 30-ти км зоне АО «СХК» 
Суммарная доза внешнего облучения на человека мЗв/год 
Промышленный энергокомплекс (ПЭК)
Замыкание ядерного топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах позволяет достичь до 100 раз более эффективного использование природных ресурсов урана (U) по сравнению с распространенными на данный момент ТР в открытом ядерном топливном цикле.
Полученные результаты НИОКР позволяют перейти к коммерческой реализации и строительству до 2030 года промышленного энергокомплекса (ПЭК) в составе реакторной установки мощностью 1200 МВт. На сегодняшний день российскими учеными подготовлено техническое предложение реакторной установки большой мощности со свинцовым теплоносителем БР-1200.
Экономический эффект от ввода одного ПЭК в составе 2-х блочной АЭС и ЗЯТЦ в сравнении с типовой двухблочной АЭС с РУ ВВЭР-ТОИ оценивается как:
• Экономия по капиталовложениям
20%.
• Экономия по эксплуатационным (топливо + операционные) затратам
15%.
• объемы высвобождаемого природного газа для экспорта или внутреннегопотребления при вводе одного типового ПЭК с РУ БР-1200 вместо ПГУ сопоставимой мощности за весь срок службы составят
Подготовка технологии ЗЯТЦ предусматривает лицензирование как в России, так и за рубежом.
Центры ответственности
Центр ответственности (ЦО) представляет собой выделенное подразделение базового предприятия, объединяющее группу высококвалифицированных специалистов, обладающих необходимым набором компетенций для решения научно-технических задач в рамках частных проектов «Прорыва».
1. ЦО объединённый проект «Разработка базовых технологий переработки ОЯТ и обращения с РАО»
Основной целью ЦО является создание базовых технологий и экспериментального оборудования для переработки ОЯТ и обращения с РАО для МП ОДЭК в рамках формирования в России крупномасштабной ядерной энергетики с естественной безопасностью на основе ЗЯТЦ с использованием реакторов на быстрых нейтронах.
2. ЦО «Разработка, изготовление и передача в эксплуатацию опытного и промышленного технологического оборудования ПЯТЦ»
Ключевая цель деятельности ЦО – надзор за эффективностью и соответствием техническим требованиям при разработке, изготовлении и передаче в эксплуатацию опытно-промышленных технологических линий пристанционного ядерного топливного цикла (ПЯТЦ), включая модуль фабрикации/рефабрикации (МФР), модуль переработки отработавшего ядерного топлива ректоров на быстрых нейтронах (МП).
3. ЦО «Разработка интегральных информационных моделей, интегрирующих проектов и СУТ ОДЭК и ПЭК»
Данный центр ответственности занимается создание единого упорядоченного массива актуальной информации проектного направления «Прорыв», содержащего оптимизированную проектно-сметную, конструкторскую, технологическую документацию об объектах и моделях. Такой подход позволяет в виртуальном пространстве получить 3D представление объекта, характеризующее глубину и детализацию его проработки и обоснования, а также имитировать все стадии его жизненного цикла для опережающего анализа характеристик объекта и технологического процесса и своевременной оптимизации технических решений, в том числе по выводу объекта из эксплуатации и реабилитации территории.
4. ЦО объединённый проект «Разработка и поэтапное обоснование твэла с нитридным топливом и конструкционных материалов ТВС для реакторов на быстрых нейтронах на среднюю глубину выгорания до 12% т.а.»
Расположен на базе АО «ВНИИНМ». Основными задачами ЦО являются разработка твэлов и ТВС со СНУП-топливом, технологий для их производства, разработка технологии для фабрикации твэлов и ТВС, а также конструкционных материалов твэлов и ТВС.
5. ЦО «БРЕСТ»
Функционирует на базе АО «НИКИЭТ» и отвечает за реализацию частного проекта БРЕСТ-ОД-300. Реакторная установка БРЕСТ-ОД-300 предназначена для практического подтверждения основных технических решений, закладываемых в реакторные установки со свинцовым теплоносителем в замкнутом ядерном топливном цикле, и основных положений концепции естественной безопасности, на которой эти решения основываются.
6. ЦО «БН-1200»
Научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы по проекту реакторной установки БН-1200 и энергоблока в части общестанционного оборудования и вспомогательных систем реакторного отделения для достижения требований конкурентноспособности к ЭБ.
7. ЦО «Коды нового поколения»
Сформирован в 2013 г. на базе ИБРАЭ РАН. Основной задачей центра ответственности является разработка универсальных расчетных кодов для моделирования различных режимов работы действующих и проектируемых АЭС с реакторными установками на быстрых нейтронах с жидкометаллическими теплоносителями и объектов замкнутого ядерного топливного цикла, а также воздействия этих объектов на человека и окружающую среду.
8. ЦО «Проектные коды»
Расположен на базовом предприятии АО «ГНЦ РФ-ФЭИ». Данный ЦО отвечает за разработку проектных кодов.
9. ЦО «Проектирование ОДЭК и ПЭК»
ЦО отвечает за проектирование опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК) и создание на его основе промышленного энергокомплекса (ПЭК).
Информационный обмен между участниками проекта «Прорыв» осуществляется в рамках Единого информационного пространства (ЕИП) проекта.
ЕИП – совокупность каналов передачи данных, аппаратно-программного обеспечения и методологий, обеспечивающая совместную работу участников проекта, создание, наполнение и использование информационной модели проекта «Прорыв», общие информационные сервисы для частных проектов, интеграцию с ИТ-системами частных проектов (ИТЧП).
Основными компонентами ЕИП являются защищенная сеть передачи данных и информационные ресурсы ЕИП.
masterok
masterokМастерок.жж.рф
Хочу все знать
Вот такая новость появилась вчера на сайтах информагенств:
Крупнейшее проектное предприятие атомной отрасли России ОАО «Атомпроект» (Санкт-Петербург) объявило конкурс на изучение сейсмических условий площадки под опытно-демонстрационный энергокомплекс (ОДЭК) российского проекта «Прорыв» по созданию ядерных энергетических технологий нового поколения, начальная цена работ — 5 миллионов рублей, они должны быть выполнены к середине 2015 года.
Как следует из материалов, размещенных в среду на сайте закупок госкорпорации «Росатом», должна быть проведена оценка геодинамических и сейсмотектонических условий, сейсмичности пункта и площадки, параметры проектного землетрясения и максимального расчетного землетрясения для площадки размещения ОДЭК.
«Подведение итогов конкурса запланировано на 2 октября нынешнего года. Все работы в рамках контракта должны быть выполнены до середины следующего года», — сказал РИА Новости представитель «Атомпроекта».
Давайте узнаем подробнее про этот проект:
Может сложится впечатление, что дни ядерной энергетики сочтены. Однако «Росатом» считает, что обладает достаточным человеческим и научным потенциалом для того, чтобы добиться технологического прорыва и сделать атомную энергетику более экологичной, экономичной и безопасной и надежной, чем существующие альтернативные способы получения энергии. Проект «Прорыв» призван решить все обозначенные проблемы и обеспечить непрерывно растущие потребности цивилизации в энергетике.
Проект «Прорыв», предусматривающий создание ядерных энерготехнологий нового поколения на базе замкнутого ядерного топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах, планируется выполнить на площадке Сибирского химического комбината в ЗАТО Северск Томской области.
Реализация «Прорыва» включает создание опытно-демонстрационного энергокомплекса в составе реактора БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным ядерным топливным циклом и модуля по производству плотного уран-плутониевого (нитридного) топлива для реакторов на быстрых нейтронах. Для реактора «БРЕСТ-ОД-300″ в качестве жидкометаллического теплоносителя выбран свинец.
«Атомпроект» выполняет комплексное проектирование объектов атомной отрасли, научные исследования, разработку ядерных энерготехнологий нового поколения. «Атомпроект» также проектирует новые разделительные и радиохимические производства и атомные электростанции со всеми типами реакторов, осуществляет проектное сопровождение объектов использования атомной энергии на всех этапах жизненного цикла, является одним из участников проекта «Прорыв».
Суть «Прорыва»
Основные положения проекта
1. Исключение тяжелых аварий АЭС (реактивностные, потери охлаждения, пожары, взрывы), требующих эвакуации населения
2. Замыкание ядерного топливного цикла для полного использования энергетического потенциала уранового сырья
3. Последовательное приближение к радиационно-эквивалентному захоронению РАО (это означает, что захораниваться будут отходы с той же радиоактивностью, что и извлеченное ранее из недр сырье)
5. Приведение капитальных затрат при сооружении АЭС с быстрыми реакторая, по крайней мере, до уровня АЭС старого образца
6. Обеспечение конкурентоспособности ядерной энергетики в сравнении с другими видами энергогенерации
7. Обеспечение масштабного развития ядерной энергетики России к концу столетия до 350 ГВт на существующей минеральной ресурсной базе (фактически, создается база для крупномасштабной ядерной энергетики).
8. Переработка ОЯТ, включая накопленные тепловыми реакторами объемы (в России только 2% ОЯТ пускаются в переработку, отходы от старых реакторов непрерывно накапливаются, а расходы на их хранение постоянно растут, растет и экологическая угроза от них. Сжигание плутония и других радиоактивных элементов в реакторах нового типа дает предпосылки для окончательного решения проблемы радиоактивных отходов и создает условия для более безопасной жизни)
Технология новых АЭС будет предусматривать так называемое радиационно-эквивалентное обращение ядерных материалов в топливном цикле, что в частности означает, что в течение примерно 150-300 лет переработанное топливо будет хранится в специальных хранилищах. За это время биологическая опасность будет снижена в 100 раз.
Технологические, конструктивные и физические характеристики разрабатываемых реакторов
1. характеристики ЯР исключают разгон на мгновенных нейтронах
2. конструктивно исключена потеря теплоносителя
3. нет материалов с потенциями взрыва или пожара в конструкции ЯР
4. при любых отказах в системах АЭС, ошибках персонала и реализуемых внешних воздействиях исключены выбросы радиоактивности в окружающую среду, требующие эвакуации населения.
В рамках проекта прорыв разрабатываются реакторы типа «БРЕСТ» с с электрической мощностью 300 и 1200 МВт. Первый БРЕСТ (на 300 МВт) планируется построить в Северске (Томская область), он носит название БРЕСТ-300. А так выглядит схема реактора БРЕСТ-1200:
Вот цитата из интервью члена технического комитета проекта «Прорыв», главного конструктора реакторов на быстрых нейтронах ОАО «ОКБМ Африкантов» Б. А. Васильева.
— Борис Александрович, позвольте начать с вопроса несколько провокационного: проект «Прорыв» — это новая энергетика или все-таки нет? Можно ли говорить о том, что в результате его реализации будет принципиально решен вопрос энергообеспечения человечества на длительное время.
— Это было бы неточно «Прорыв» определять как проект, относящийся к новому виду энергии. По большому счету, это все-таки развитие уже освоенной атомной энергетики. Но то, что замыкание топливного цикла позволит превратить атомную энергетику в глобальную, такую, которая может удовлетворять потребности человечества в энергии в течение тысячелетий, это действительно так.
Вопрос о замыкании ядерного топливного цикла был поставлен уже в начальный период развития атомной энергетики. А сейчас тем более стало ясно, что без замыкания топливного цикла, запасов урана хватит не более чем на 100 лет. Такая атомная энергетика не имеет принципиальных преимуществ перед традиционной, поскольку запасы нефти и газа хотя тоже не безграничны, но и не меньше по энергоресурсу.
Замыкание ядерного топливного цикла позволяет вовлечь в работу дополнительный делящийся материал – плутоний, который получается из «балластного» изотопа урана-238 (99,3% в природном уране), что позволяет эффективно использовать весь природный уран, тогда как в освоенной атомной энергетике используется лишь природный делящийся материал – изотоп уран-235 (
0,7% в природном уране). Но замкнутый топливный цикл сложнее, чем открытый. Он требует переработки отработавшего ядерного топлива, выделения из него плутония (а это радиоактивный и токсичный элемент), изготовления свежего топлива на основе плутония; этот процесс должен быть непрерывным, что не так просто осуществить. Впрочем, во Франции, например, эта идея уже частично реализована, правда, на традиционных реакторах, которые не обеспечивают многократное повышение эффективности использования делящегося материала. Чтобы перейти к решению задачи полного использования потенциального ресурса урана, нужен новый тип реактора – реактор на быстрых нейтронах (быстрый реактор).
Реакторы на быстрых нейтронах довольно давно разрабатываются во многих странах, но широкого внедрения пока не получили. Единственный в мире быстрый реактор действует сегодня в России, на Белоярской АЭС. Это реактор БН-600 с натриевым теплоносителем электрической мощностью 600 мегаватт. Один он, естественно, ничего не решает, да и сооружен БН-600 еще в 1980-е годы, то есть имеет достаточно солидный возраст для технического объекта. Кроме того, нужно улучшить показатели реакторов БН: технико-экономические характеристики, показатели безопасности. Это в определенной мере сделано в проекте БН-800, который сейчас сооружается на Белоярской атомной станции и через год-два должен быть пущен в эксплуатацию.
В полной мере возможности улучшения конструкции быстрого натриевого реактора могут быть реализованы на базе всего накопленного опыта, и мы сейчас воплощаем эту идею в проекте реактора БН-1200, разрабатываемого в рамках проекта «Прорыв».
Кроме натрия в быстром реакторе возможно использование других видов теплоносителя, не замедляющего нейтроны – в отличие от воды в традиционных реакторах. Специалистами НИКИЭТ (Москва) в 90-х годах было предложено использовать свинцовый теплоноситель, соответствующая конструкция реактора также разрабатывается в рамках проекта «Прорыв». Считается, что он может быть более эффективным по технико-экономическим показателям и безопасности. Мы, разработчики быстрого натриевого реактора, не уверены в этом. Окончательную оценку эффективности применения свинцового теплоносителя можно будет сделать только после получения опыта работы разрабатываемого опытно-демонстрационного реактора БРЕСТ-ОД-300.