Металл вместо воды
Подавляющее большинство ядерных реакторов АЭС в мире, в том числе советско-российского дизайна ВВЭР (водо-водяные энергетические реакторы) работают на так называемых тепловых нейтронах. ВВЭР вырабатывают энергию за счет процесса деления в ядерном топливе изотопа урана-235. Топливо в реакторе нагревается, тепловая энергия снимается теплоносителем, обычно водой, которая в парогенераторе превращается в пар, а он в свою очередь направляется на вращение турбины, производящей электричество. Замедлителем ядерной реакции таких реакторах тоже является вода.
Обычно содержание изотопа урана-235 в природной руде всего около 0,7%. Оставшиеся 99,3% — это изотоп урана-238, не являющийся для тепловых реакторов ядерным топливом, поскольку практически не делится в спектре тепловых нейтронов. Процесс обогащения руды занимает существенную долю в цене топлива для ВВЭР.
У реакторов на быстрых нейтронах нет замедлителя, теплоносителем выступает расплавленный свинец. Преимущество реакторов на быстрых нейтронах — способность эффективно использовать для получения энергии вторичные продукты топливного цикла, а также оружейный плутоний.
В таких реакторах можно использовать составную часть природного урана — изотоп уран-238. При захвате нейтрона уран-238 превращается в плутоний-239, такой же делящийся материал, как и уран-235.
«Корпус БРЕСТ — это не цельнометаллическая конструкция, как у ВВЭР, а металлобетонная конструкция, в которой предусмотрены полости под размещение оборудования первого контура. Пространство между полостями при сооружении поэтапно заполняется бетонным наполнителем. Корпус БРЕСТ — крупногабаритный, доставить его можно только по частям, а финальная сборка возможна только в условиях строительной площадки ОДЭК», — цитирует отраслевой портал «Атомная энергия» главного конструктора реакторной установки БРЕСТ-ОД-300, генерального конструктора проектного направления «Прорыв» Вадима Лемехова.
Обладая высоким коэффициентом воспроизводства, быстрые реакторы могут производить больше потенциального топлива, чем потребляют, а также утилизировать с выработкой энергии (то есть дожигать) высокоактивные трансурановые элементы.
Реактор БРЕСТ-ОД-300 по задумке создателей обеспечит сам себя основным энергетическим компонентом — плутонием-239, воспроизводя его из изотопа урана-238. Такая технология призвана существенно повысить эффективность использования природного урана, доля которого в мировых запасах энергетических ресурсов составляет около 86%.
Глобальная ядерная энергетика столкнулась с проблемами, которые сократили ее долю в общемировой выработке электроэнергии с 18% до 11%. Часть стран, эксплуатировавших АЭС, постепенно отказываются от них после крупных аварий — Чернобыльской и Фукусимской. Стоимость возведения АЭС выросла из-за обязательных дополнительных мер безопасности (так называемых постфукусимских) и поставила их на грань конкурентоспособности.
Кроме того, у атомной энергетики нарастает проблема утилизации накопленного за десятилетия использованного ядерного топлива (ОЯТ). Есть и ограничения, связанные с проблемами нераспространения ядерных материалов и технологий.
Сейчас дефицита уранового сырья в мире не ощущается. Однако, используя лишь 0,7 % от урановых запасов (по изотопу урана-235), мир уже в обозримом будущем неизбежно столкнется с нехваткой сырья. Согласно открытым данным, всего в недрах нашей планеты содержится примерно 10-14 млн тонн урановой руды, около 4 млн тонн из них уже израсходовано. Даже если суммарная мировая мощность АЭС не изменится, разведанных и относительно дешевых запасов урана хватит лишь до конца текущего столетия.
Быстрые реакторы позволят решить назревающую проблему нехватки ядерного топлива, поскольку уже накопленных запасов необходимого изотопа в ОЯТ хватит человечеству на тысячелетие.
Суверенная технология
В США работы по быстрым реакторам и замкнутому ядерному топливному циклу (ЗЯТЦ) были заморожены 40 лет назад. Во Франции в свое время были построены быстрые реакторы «Феникс» и «Суперфеникс». Однако в 2019 г. Париж заявил, что сворачивает строительство еще одного реактора с натриевым теплоносителем ASTRID и, вероятно, прекращает работы в области ЗЯТЦ.
В СССР (и позднее в России) на Белоярской АЭС отечественный реактор с натриевым теплоносителем БН-600 отработал долгие десятилетия, сейчас там же эксплуатируется более совершенный натриевый реактор БН-800. Можно сказать, что Россия обладает уникальным опытом проектирования, создания и эксплуатации быстрых реакторов, опережая другие страны на десятилетия. Росатом продолжает развивать технологии натриевых реакторов, однако приоритетным в атомной отрасли является проект «Прорыв», предполагающий реализацию ЗЯТЦ на базе реакторов со свинцовым теплоносителем.
Реактор БРЕСТ, расшифровываемый как Быстрый Реактор ЕСТественной безопасности, — энергетическое сердце «Прорыва». Отечественным специалистам на примере БРЕСТа удалось продемонстрировать, что можно так спроектировать ядерные реакторы на быстрых нейтронах, что их безопасность будет основана на так называемой естественной безопасности, а не на создании дополнительных инженерных барьеров, удорожающих АЭС.
«БРЕСТ станет первым в мире энергетическим реактором, использующим свинцовый теплоноситель. Дело в том, что до сих пор свинцовые технологии в интересах атомной энергетики не использовались. То есть Россия создает принципиально новое направление.
То, что во всем мире используется сейчас — ВВЭР, быстрые натриевые реакторы, даже малые модульные АЭС и высокотемпературные газовые реакторы — это все-таки технологии, опирающиеся на разработки XX века. А свинцовые быстрые реакторы — это уже технология XXI века, и именно в нашей стране ее реализуют на деле, а не на бумаге», — пояснил «Эксперту» директор «Атоминфо-центр» Александр Уваров.
ОДЭК в Северске включает в себя не только БРЕСТ-ОД-300, но и завод с модулями переработки облученного смешанного уран-плутониевого (нитридного) топлива для изготовления тепловыделяющих элементов. Полностью построить ОДЭК и воплотить замкнутый топливный цикл в реальные промышленные объекты Росатом планирует к 2030 году.
