МОСКВА, 10 февраля. /ТАСС/. Ростехнадзор выдал лицензию на создание первого в мире опытно-демонстрационного энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем, который строится в рамках проектного направления "Прорыв" по созданию новой технологической платформы атомной отрасли с замкнутым ядерным топливным циклом и решению проблем отработанного ядерного топлива. Об этом сообщили журналистам в среду в пресс-службе Ростехнадзора.
В рамках проектного направления "Прорыв" с 2013 года идет разработка и сооружение опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК) на базе реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 с пристанционными объектами замкнутого топливного цикла: модулем фабрикации-рефабрикации плотного уран-плутониевого нитридного топлива, модулем переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), а также комплексом по обращению с радиоактивными отходами (РАО).
"Руководитель Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору (Ростехнадзор) Алексей Алешин 10 февраля 2021 года подписал лицензию АО "СХК" (Сибирского химического комбината) на сооружение первого в мире опытно-демонстрационного энергоблока с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем", - говорится в сообщении
Кроме того, в ходе проведения экспертизы обоснования безопасности опытно-демонстрационного энергоблока были разработаны новые федеральные нормы и правила, учитывающие специфику проекта. В частности, это "Требования к устройству и безопасной эксплуатации корпуса блока реакторного, оборудования и трубопроводов ядерной установки со свинцовым теплоносителем" и "Требования к обоснованию прочности корпуса блока реакторного, оборудования и трубопроводов ядерных установок со свинцовым теплоносителем".
Также утверждены и введены в действие 16 стандартов госкорпорации "Росатом", детализирующие требования и обеспечивающие учет всех особенностей энергоблока БРЕСТ-ОД-300, добавили в пресс-службе.
БРЕСТ-ОД-300 (опытный демонстрационный) - разрабатываемый в России проект реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, двухконтурной схемой отвода тепла к турбине и закритическими параметрами пара. Строительство ядерного энергоблока проходит в рамках проектного направления "Прорыв" по созданию новой технологической платформы атомной отрасли с замкнутым ядерным топливным циклом и решению проблем отработанного ядерного топлива, который реализует на площадке Сибирского химического комбината госкорпорация "Росатом". Новый конкурентоспособный продукт должен обеспечить лидерство российских технологий в мировой атомной энергетике.
https://tass.ru/ekonomika/10668771
МОСКВА, 10 фев - РИА Новости. Выдача Ростехнадзором лицензии на создание в России опытно-демонстрационного энергоблока с ядерным реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 означает, что отечественная атомная отрасль впервые в мире переходит к практическому освоению новых гражданских энергетических реакторных установок с тяжелометаллическим теплоносителем, рассказал РИА Новости главный редактор информационного портала по атомной энергетике AtomInfo.ru Александр Уваров.
Ранее в среду Ростехнадзор сообщил, что выдал предприятию Росатома "Сибирский химический комбинат" (СХК, Северск, Томская область) лицензию на создание энергоблока БРЕСТ-ОД-300.
"Прежде всего, с удовольствием хочу отметить, что в России начнется строительство нового реактора. Важно, что таким образом открывается новое, "сухопутное" направление реакторов с тяжелометаллическим теплоносителем, которое до сих пор в гражданской атомной энергетике нигде в мире не было освоено", - сказал Уваров.
БРЕСТ — Быстрый Реактор Естественной безопасности со Свинцовым Теплоносителем. Допустима другая расшифровка, без свинца — Быстрый Реактор ЕСТественной безопасности (по-английски «inherent safety»).
Научный руководитель «Прорыва» Евгений Адамов утверждает: «Внедрение результатов проекта поэтапно в диапазоне 2020–2030-х годов даст старт развитию крупномасштабной ядерной энергетики, создаст предпосылки укрепления России в качестве лидера на мировом рынке ядерных технологий и продуктов».
Естественная безопасность «Прорыва»
Ключевым для проекта «Прорыв» является понятие «естественная безопасность». Это обобщение принципа «внутренне присущей безопасности» не только на сами реакторные установки, но и на весь топливный цикл.
«Естественная безопасность» включает в себя:
исключение аварий на АЭС и на предприятиях ядерного топливного цикла, требующих эвакуации, а тем более отселения населения (техническая безопасность);
радиационно-миграционную эквивалентность захораниваемых долгоживущих радиоактивных отходов и добываемого топливного сырья (экологическая безопасность);
технологическую поддержку режима нераспространения.
Как пояснил «Ъ-Науке» главный конструктор «Прорыва» Вадим Лемехов, для достижения технической безопасности предлагаются следующие средства:
активная зона с нулевым запасом реактивности на выгорание благодаря использованию быстрого спектра нейтронов и плотного топлива («прививка» против аварий чернобыльского типа — реактивностных аварий);
отвод остаточного тепла при потере охлаждения к конечному поглотителю — атмосферному воздуху с естественной циркуляцией («прививка» против аварий фукусимского типа — теплоотводных аварий);
жидкометаллический теплоноситель.
Свинцовый теплоноситель — впервые в мире
Выбор свинца в качестве теплоносителя на первый взгляд представляется странным: никто в мире этого не делал. «Да, действительно, ранее созданные реакторы на быстрых нейтронах используют в качестве теплоносителя натрий, и сейчас в рамках проектного направления "Прорыв" разрабатывается реакторная установка БН-1200 с натриевым теплоносителем»,— говорит Вадим Лемехов. Но выбор свинца неслучаен и обусловлен целым рядом технических достоинств:
малой замедляющей способностью свинца, что позволяет иметь быстрый спектр нейтронов при широкой решетке тепловыделяющих элементов, обеспечивая тем самым эффективную циркуляцию во всех режимах работы;
инертностью взаимодействия при контакте с окружающими средами — воздухом и водой, что исключает пожары и взрывы;
высокой температурой кипения свинца (1745°C), что исключает аварии с кризисом теплообмена и быстрым разрушением тепловыделяющих элементов;
низкой активируемостью.
Макет опытно-демонстрационного комплекса на площадке АО «СХК» в Томской области
Макет опытно-демонстрационного комплекса на площадке АО «СХК» в Томской области
ОДЭК – опытно-демонстрационныи энергокомплекс
ОЯТ – отработавшее ядерное топливо
СНУП-топливо – смешанное нитридное уран-плутониевое топливо
ТВС – тепловыделяющая сборка
САО – среднеактивные радиоактивные отходы
НАО – низкоактивные радиоактивные отходы
Переработка отработавшего топлива
Ключевой задачей для реактора со свинцовым теплоносителем является работа в замкнутом топливном цикле — для полного использования энергетического потенциала уранового сырья. Масштаб и результативность обосновывающих исследовательских работ по плотному нитридному уран-плутониевому топливу позволили уже в 2015 году приступить к сооружению объектов опытно-демонстрационного комплекса на площадке АО «Сибирский химический комбинат» в Томской области. К началу нынешнего года строительно-монтажные работы по сооружению завода по производству ядерного топлива выполнены на 46%, на них затрачено уже более 4 млрд руб. Завершено возведение строительных конструкций трех основных корпусов. В технологическом корпусе уже организованы отопление и освещение, ведутся отделочные работы, идет подготовка к монтажу основного технологического оборудования.
Сибирский химический комбинат — предприятие по обращению с ядерными материалами. Год основания — 1949-й: 26 марта Совет министров СССР принял решение о строительстве Зауральского машиностроительного завода (Комбинат 816, п/я 129, п/я 153, п/я В-2994, Сибирский химический комбинат — СХК). Комбинат расположен в городе Северске Томской области.
Результатом проведенных исследований по замыканию топливного цикла стала комбинированная схема переработки отработавшего топлива (пирохимическая + гидрометаллургическая переработка), которая позволяет:
перерабатывать отработавшее топливо с низким временем выдержки и высоким выгоранием;
обеспечивать технологическую поддержку режима нераспространения;
иметь потери делящихся материалов ≤ 0,1%;
получать продукты, пригодные для фабрикации нового топлива;
минимизировать объемы высокоактивных долгоживущих высокоактивных отходов;
выделять фракции минорных актиноидов (нептуний, америций, кюрий) для возврата в ядерный топливный цикл.
https://www.kommersant.ru/doc/3952336
Экономическая целесообразность
Ожидаемая экономическая конкурентоспособность реакторной установки типа БРЕСТ обеспечивается, прежде всего, за счет упрощения конструкции реактора и систем безопасности АЭС, высокой эффективности использования ядерного топлива и производимого тепла. Высокая теплоемкость свинцового контура и большой температурный запас до кипения теплоносителя (>1200°C) исключают паровой взрыв и позволяют разместить свинцовый контур вместе со всем оборудованием в облицованных сталью полостях бетонного корпуса, рассчитанного с запасом лишь на статическое давление в контуре. Это дает возможность значительно снизить стоимость строительства, в том числе и за счет отказа от создания дополнительного барьера безопасности – контайнмента. Пристанционное размещение внереакторной части замкнутого топливного цикла также может оказаться экономически целесообразным за счет уменьшения времени расхолаживания ОЯТ перед транспортировкой, снижения времени и затрат на транспортировку свежего топлива и ОЯТ, что в итоге ведет к снижению количества циркулирующего в цикле топлива – одной из основных составляющих стоимости топливного цикла и производства электроэнергии.
Высокие удельные капитальные затраты на строительство современных АЭС – это, прежде всего, цена их безопасности. Исключение в реакторной установке БРЕСТ опасных для населения и окружающей среды аварий не за счет создания дорогостоящих инженерных средств и систем защиты, а благодаря сочетанию внутренне присущих реактору свойств безопасности позволит гармонизировать проблему безопасности с экономичностью.
https://www.atomic-energy.ru/technology/36000
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).
http://proryv2020.ru/o-proekte/