"Росатом" начал строительство энергоблока с реактором на быстрых нейтронах

Торжественное мероприятие по заливке первого бетона в фундаментную плиту уникального реактора состоялось 8 июня. В церемонии приняли участие губернатор Томской области Сергей Жвачкин, генеральный директор госкорпорации "Росатом" Алексей Лихачев, президент НИЦ "Курчатовский институт" Михаил Ковальчук и другие. Свои видеоприветствия прислали президент Российской академии наук Александр Сергеев, генеральный директор МАГАТЭ Рафаэль Гросси и генеральный директор Агентства по ядерной энергии ОЭСР (NEA) Уильям Мэгвуд.

Новый реактор со свинцовым теплоносителем и новым смешанным нитридным уран-плутониевым топливом, оптимальным для реакторов на быстрых нейтронах, будет иметь установленную мощность 300 МВт. Он станет частью важнейшего для ядерной отрасли объекта - опытного демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК). Этот кластер ядерных технологий будущего включает три взаимосвязанных объекта, не имеющих аналогов в мире: модуль по производству (фабрикации/рефабрикации) уран-плутониевого ядерного топлива, энергоблок БРЕСТ-ОД-300, а также модуль по переработке облученного топлива. Таким образом, впервые в мировой практике на одной площадке будут построены АЭС с "быстрым" реактором и пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл. Облученное топливо после переработки будет направляться на рефабрикацию (то есть повторное изготовление свежего топлива): так эта система постепенно станет практически автономной и независимой от внешних поставок энергоресурсов.

"Благодаря переработке ядерного топлива бесконечное количество раз ресурсная база атомной энергетики станет практически неисчерпаемой. При этом для будущих поколений снимается проблема накопления отработавшего ядерного топлива. Успешная реализация этого проекта позволит России стать первым в мире носителем атомной технологии, полностью отвечающей принципам устойчивого развития - в экологичности, доступности, надежности и эффективности использования ресурсов", - заявил Алексей Лихачев.

Руководитель проектного направления "Прорыв" - специальный представитель по международным и научно-техническим проектам госкорпорации "Росатом" Вячеслав Першуков отметил, что конструкция реактора БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем основана на принципах так называемой естественной безопасности. "Особенности реактора позволили отказаться от ловушки расплава, большого объема обеспечивающих систем, а также снизить класс безопасности внереакторного оборудования. Интегральная конструкция и физика реакторной установки позволяют исключить аварии, требующие эвакуации населения. В перспективе подобные установки должны сделать атомную энергетику не только более безопасной, но и экономически конкурентной по сравнению с наиболее эффективной тепловой электрогенерацией (в частности, парогазовой технологией)", - отметил он.

Российская отраслевая стратегия предполагает создание двухкомпонентной атомной энергетики с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах и замкнутым ядерным топливным циклом. ОДЭК возводится в рамках стратегического проектного направления "Прорыв" госкорпорации "Росатом", направленного на создание новой технологической платформы атомной энергетики. Она предполагает широкое внедрение технологий рециклинга ядерных материалов. Это позволит не только многократно расширить сырьевую базу атомной энергетики, но и решить вопросы накопления отработавшего топлива и ядерных отходов - повторно использовать продукты переработки ОЯТ вместо хранения, радикально снизить объемы образования и активность отходов.

Преимущество реакторов на быстрых нейтронах - способность эффективно использовать для производства энергии вторичные продукты топливного цикла (в частности, плутоний). Обладая высоким коэффициентом воспроизводства, "быстрые" реакторы могут производить больше потенциального топлива, чем потребляют, а также "дожигать" (то есть утилизировать с выработкой энергии) высокоактивные трансурановые элементы (актиниды). Реактор БРЕСТ-ОД-300 будет обеспечивать себя основным энергетическим компонентом - плутонием-239 - сам, воспроизводя его из изотопа урана-238, которого в природной урановой руде содержится более 99% (в настоящее время для производства энергии в тепловых реакторах используется уран-235, содержание которого в природе около 0,7%). Ожидается, что внедрение таких технологий повысит эффективность использования природного урана.