Новый прорыв в атомной энергетике

Российские атомщики приступили к строительству первого в мире энергоблока четвертого поколения с быстрым реактором естественной безопасности БРЕСТ-ОД‑300. 8 июня 2021 года вошел в историю атомной энергетики, когда на площадке Сибирского химкомбината в Северске был залит «первый бетон» будущего уникального энергоблока. Специалисты назвали это событие началом новой эры атомной энергетики.

Что такое реактор четвертого поколения?

В истории атомной энергетики ядерные реакторы на сегодняшний день делятся на четыре поколения. К первому поколению относятся самые первые промышленные и энергетические реакторы, ко второму — большинство ныне действующих в мире АЭС. Реакторы третьего поколения включают эволюционные улучшения существующих проектов, где эти доработки, согласно требованиям МАГАТЭ, касаются преимущественно систем безопасности. Кстати, реактор ВВЭР-1200 относится к переходному поколению III+, что означает наличие ряда преимуществ из области безопасности и экономической выгодности. В данном случае мощность реакторной установки выше на 20%, количество обслуживающего персонала уменьшено на 30-40%, а проектный срок службы основного оборудования увеличен в два раза и составляет 60 лет с возможностью продления еще на 20 лет. Первым в мире энергоблоком поколения III+, считается энергоблок №1 Нововоронежской АЭС-2, которая является референтным проектом для первой АЭС в Узбекистане.

Четвертое поколение реакторов – это ядерные установки, которые включают новейшие технологии, с помощью которых создаются более безопасные, более эффективные и более дешевые реакторы. Некоторые эксперты считают, что благодаря реакторам четвертого поколения атомная энергетика выйдет на новый уровень эволюционного развития.

Энергетический прорыв наступает

Мечта современных энергетиков – это наличие стабильного, качественного, надежного и безопасного источника, который, при этом, является экономически и экологически выгодным для страны. Возможно ли добиться этого? Ученые и специалисты Госкорпорации «Росатом» своими решениями доказывают, что можно. С 2011 года российские атомщики в рамках проекта «Прорыв» вели активные разработки в создании нового качества ядерной энергетики. В этом году сделан еще один шаг к фактической реализации поставленной задачи — созданию безопасного ядерно-энергетического комплекса, который включает не только АЭС, но и установки, позволяющие повторно использовать отработавшее ядерное топливо. Реактор четвертого поколения БРЕСТ-ОД‑300 является важной составляющей этого комплекса, за появлением которого с нетерпением наблюдают энергетики всего мира.

Проект БРЕСТ появился не за один день. Первые разработки были начаты в конце 80-ых годов, когда стояла задача разработать реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. За счет природных свойств свинца в сочетании с другими физическими характеристиками реактора, современным инженерам удалось выйти на качественно новый уровень безопасности. По словам разработчиков, проект устойчив с точки зрения ядерной безопасности, включая полное исключение аварии на АЭС, требующих эвакуации. Этот момент является одним из главных его преимуществ. Еще одной важной особенностью БРЕСТа является замыкание ядерного топливного цикла. Другими словами, инженеры представили проверенное решение, каким образом можно полностью использовать энергетический потенциал уранового сырья, куда также относится отработавшее ядерное топливо. Строящийся в Северске энергоблок установленной мощностью 300 МВт относится к реакторам малых мощностей, что также является еще одной привлекательной стороной для многих стран, заинтересованных в развитии атомной энергетики.

Согласно планам российских атомщиков, быстрый реактор естественной безопасности БРЕСТ-ОД‑300 начнет свою работу в 2026 году. При этом, создатели проекта уже к 2023 году планируют освоить производственный комплекс по выпуску ядерного топлива, а к 2024 году — начать сооружение модуля переработки облученного топлива. Разработчики уверены, кто БРЕСТ-300 является прообразом большой промышленной установки, и намерены масштабировать в ближайшем будущем технологию быстрых жидкометаллических реакторов на крупные промышленные блоки по всей стране.

Алишер Санетуллаев, исполнительный директор Ташкентского филиала НИЯУ МИФИ:

—  Принципиальной особенностью энергоблока БРЕСТ-ОД-300 является то, что в топливе для него используется уран-238, содержание которого в природном уране более 99 процентов.  Таким образом, из производственной цепочки исключается дорогостоящий процесс обогащения урана. В то же время в топливный цикл вовлекаются обеднённый уран и отработавшее ядерное топливо, что в тысячи раз увеличивает топливную базу атомной энергетики и делает её практически неограниченной. Это настоящий прорыв в будущее мировой энергетики. Отмечу, что студенты нашего филиала будут иметь возможность изучать самые последние достижения ядерной науки, участвовать в научных проектах, исследующих реакторы следующего поколения, в том числе и БРЕСТ-ОД-300.

Ильхом Садыков, директор Института ядерной физики Академии наук Республики Узбекистан:

• Начало строительства БРЕСТа – это грандиозное событие, поистине прорыв в ядерных технологиях и атомной энергетике. Реакторы на быстрых нейтронах такого типа позволяют замкнуть топливный цикл практически до полного использования энергетического ресурса урана. Отличительной чертой этого проекта является еще и то, что сама конструкция реактора и принцип его работы не позволяют выйти на потенциально опасные проектные и запроектные аварийные ситуации. В соответствии с концепцией «Естественной безопасности» нет необходимости сооружать дорогостоящие активные средства защиты. Использование свинцового теплоносителя в связи с слабым контактом с водой исключает образования водорода и соответственно исключает возможность химических взрывов. И исходя из этого можно сказать, что старт строительства нового реактора на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД – 300 можно оценивать как начало новой эпохи в ядерной энергетике. В Институте ядерной физики АН РУз уже много лет также проводятся исследования по изучению свойств нового типа топлива на основе природного урана и тория, для критических реакторов и подкритических систем на быстрых нейтронах. И наши страны могут в дальнейшем сотрудничать в этой области науки.