БРЕСТ — ядерный реактор четвертого поколения. Их начали разрабатывать в мире еще в 2000-х, они должны стать более безопасными, надежными и экономически эффективными относительно предыдущих вариантов.

Слово «быстрый» в названии означает, что ядерная реакция в установке идет при участии быстрых нейтронов. Кинетическая энергия у них выше, чем у тепловых, однако именно на основе последних сейчас работают практически все мировые АЭС. Важная особенность быстрых реакторов — способность производить больше делящихся материалов, чем потреблять.

Сочетание «естественная безопасность» говорит о том, что безопасность работы реактора достигается не за счет усложнения его конструкции, а благодаря максимальному использованию законов природы и свойств материалов. Например, в роли теплоносителя здесь выступает свинец: он не горит и обладает очень высокой температурой кипения (1749 ℃). Поэтому в установках данного типа при разгерметизации первого контура исключены пожары, химические или тепловые взрывы — в отличие от схем на основе натрия, который бурно реагирует с водой и воздухом. Напомним, жидкий натрий сейчас используется в быстрых реакторах БН-600 и БН-800, которые установлены в блоках Белоярской АЭС.

Естественная безопасность обеспечивается и благодаря интегральной компоновке реакторной установки (в тепловых моделях реактор и парогенератор разнесены в пространстве). «Корпус БРЕСТ — это не цельнометаллическая конструкция, как у ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор, наиболее распространенный сегодня тип реакторов. — “Монокль”), а металлобетонная, в которой предусмотрены металлические полости для размещения оборудования первого контура. Пространство между полостями при сооружении поэтапно заливается бетонным наполнителем», — объясняет генеральный конструктор проектного направления «Прорыв» Вадим Лемехов. Благодаря интегральной компоновке весь объем теплоносителя собран в реакторе, поэтому аварии с потерей охлаждения активной зоны невозможны. Такие особенности установки позволили отказаться от массивной гермооболочки, ловушки расплава, большого объема обеспечивающих систем, а также дали возможность снизить класс безопасности внереакторного оборудования.

Новое топливо

Для быстрых реакторов необходимо специальное топливо, обычно оксиды урана или урана и плутония. Так, реактор БН-800 уже больше года работает на МОКС-топливе — смеси уран-плутониевых оксидов.

Для реактора четвертого поколения БРЕСТ решили использовать СНУП-топливо — смешанное нитридное уран-плутониевое. У него бо́льшая плотность и теплопроводность, к тому же в нитриде концентрация атомов урана и плутония выше, чем в оксиде. СНУП-топливо получают из обедненного урана, оставшегося после обогащения, и энергетического плутония, произведенного из облученного топлива, с помощью технологии карботермического синтеза. По мнению ученых, применение нитридов позволит удлинить топливную кампанию, то есть время работы топливной сборки, и тем самым улучшить экономические показатели эксплуатации.

СНУП-топливо уже создано; опытные топливные сборки (ТВС) проходят испытания в реакторе БН-600, где условия наиболее приближены к предполагаемым в БРЕСТ, ведутся и послереакторные исследования.

Новая жизнь атомной энергетики

Как уже было сказано, блок с реактором БРЕСТ — компонент опытно-демонстрационного энергетического комплекса. Кроме реакторного блока в ОДЭК входит пристанционный завод, состоящий из модуля переработки облученного смешанного уран-плутониевого топлива и модуля фабрикации-рефабрикации, где будут изготавливаться тепловыделяющие элементы для БРЕСТ.

На ОДЭК «Росатом» намерен отработать концепцию пристанционного топливного цикла. На заводе планируется производить топливо, компоненты которого со временем будут извлекаться из облученного ядерного топлива (ОЯТ). Благодаря переработке ОЯТ топливный цикл удастся замкнуть.

Создание такого цикла на ОДЭК предусматривает включение в топливо минорных актинидов (радиотоксичных трансурановых элементов, образующихся в процессе облучения) для их последующей трансмутации. Благодаря взаимодействию с быстрыми нейтронами кюрий, нептуний и америций будут превращаться в другие, менее опасные химические элементы.

БРЕСТ станет вторым реактором, где отрабатывается концепция замкнутого ядерного топливного цикла. Первый — БН-800, в котором также используются обедненный уран и плутоний из облученного топлива. Но топливо для БН-800 производится на Горно-химическом комбинате, а в Северске оно будет изготавливаться и эксплуатироваться на одной площадке.

Это важная особенность концепции проекта «Прорыв»: он нацелен на создание ядерно-энергетических комплексов, состоящих из АЭС и заводов по регенерации и рефабрикации ядерного топлива. Эти комплексы, по замыслу авторов проекта, должны быть, во-первых, безопасны настолько, чтобы исключить любые аварии, требующие эвакуации или отселения местных жителей. Во-вторых, они должны выдерживать конкуренцию с другими видами генерации при сопоставлении их LCOE — средней расчетной себестоимости производства энергии в течение всего жизненного цикла электростанции.

Благодаря созданию ядерно-энергетических комплексов, подобных ОДЭК, планируется решить три важные задачи атомной промышленности. Первая — полное использование энергетического потенциала уранового сырья. Сегодня АЭС работают на изотопе урана-235, которого в природном уране только 0,7%, остальное — изотоп урана-238, который как раз и нужен для производства СНУП-топлива. Иными словами, есть возможность увеличить топливную базу атомной промышленности в сотню раз.

Вторая задача — уменьшение количества отходов, прежде всего ОЯТ, который сейчас производят АЭС. Эта проблема должна решаться многократной переработкой одного и того же объема материалов, полученных из природного урана, с максимально возможным выделением из него полезных компонентов. Третья задача — снижение радиоактивности отходов с помощью переработки минорных актинидов. Все это в комплексе позволит повысить экологическую безопасность, экономичность и социальную приемлемость атомной энергетики.

Ввод реактора БРЕСТ в эксплуатацию запланирован на конец 2026 года. Как отметил в интервью профильному порталу Atominfo.ru Вадим Лемехов, операции по запуску реактора займут порядка четырех месяцев. Весь опытно-демонстрационный энергокомплекс заработает в 2029 году.

В планах госкорпорации — масштабирование ОДЭК: на первом этапе предполагается строительство таких комплексов близи действующих российских тепловых АЭС, на втором — выход на внешние рынки.

Сегодня Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н. А. Доллежаля (НИКИЭТ) трудится над проектом промышленного реактора со свинцовым теплоносителем БР-1200. По словам Вадима Лемехова, «Росатом» предлагает включить новую установку в план размещения энергоблоков до 2045 года, вероятнее всего на Южном Урале.

Генеральный конструктор «Прорыва» отмечает, что БРЕСТ сразу конструировали с прицелом на строительство более крупного реактора. Именно поэтому была выбрана мощность 300 МВт, а не в 10 раз меньшая, как обычно делается на опытных установках. На маленьком реакторе невозможно выявить те проблемы, которые способны возникнуть на большом. Вадим Лемехов уверен, что в целом выполненное расчетно-экспериментальное обоснование позволит с высокой долей вероятности прогнозировать облик БР-1200.