БРЕСТ

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску

БРЕСТ — разрабатывающийся в настоящее время в России проект реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, двухконтурной схемой отвода тепла к турбине и закритическими параметрами пара[1]. Этот проект разрабатывается с конца 80-х годов после специального конкурса, объявленного ГКНТ СССР, однако до сих пор находится в стадии поиска оптимальных решений в области систематизации, организации проектных работ и в части конструкции отдельных элементов реакторной установки и её оборудования[2]. Главный конструктор реакторной установки — НИКИЭТ имени Н. А. Доллежаля[3].

Первоначально проектировалась установка БРЕСТ, обеспечивавшая в составе энергоблока электрическую мощность 300 МВт, позже возник и проект с мощностью энергоблока 1200 МВт, однако на данный момент разработчики сосредоточили свои усилия на менее мощном БРЕСТ-ОД-300 («опытный демонстрационный»[4]), в связи с отработкой большого количества новых в этой области конструктивных решений и планами опробования их на относительно небольшом и менее дорогом в реализации проекте[2]. Кроме того, выбранная мощность 300 МВт (эл.) и 700 МВт (тепл.) является минимально необходимой для получения коэффициента воспроизводства топлива в активной зоне, равного единице.

Представители Росатома рассматривают БРЕСТ как составную часть проекта Прорыв, «консолидирующего проекты по разработке реакторов большой мощности на быстрых нейтронах, технологий замкнутого ядерного топливного цикла, а также новых видов топлива и материалов и ориентированный на достижение нового качества ядерной энергетики»[5].

В декабре 2015 года было получено государственное разрешение на строительство реактора.[6] На 2018 год на территории Сибирского химического комбината ведется строительство вспомогательных объектов, в частности пристанционного завода фабрикации и переработки топлива для этого реактора. Строительство самого реактора начнется в 2019 году.

Концепция[править | править код]

Замкнутый цикл[править | править код]

Схема закрытого топливного цикла атомной энергетики

Понимание того, что замкнутый цикл использования ядерного топлива является чрезвычайно перспективным в ядерной энергетике и кардинально увеличит эффективность использования природного урана, пришло ещё несколько десятилетий назад. Суть его в том, что из топлива, отработавшего в реакторах на тепловых нейтронах, может быть наработано новое топливо, с помощью реакторов на быстрых нейтронах, например, вследствие следующей ядерной реакции:

Непрерывно образующийся в реакторах с высоким коэффициентом воспроизводства (к которым относятся реакторы на быстрых нейтронах) плутоний-239 активно участвует в цепной реакции деления быстрыми нейтронами, что приводит к значительному сокращению потребности в делящихся материалах в активной зоне и за счёт того, что образующиеся новые делящиеся нуклиды актиноидов не полностью расходуются на участие в этом процессе, а накапливаются, позволяет получать сырьё для нового топлива из уже отработавшего свой ресурс, что весьма привлекательно в экономическом плане. Это сырьё можно использовать в смешанном уран-ториево-плутониевом топливе (MOX-топливо), предназначенном для реакторов на тепловых нейтронах, которое после работы в реакторах на тепловых нейтронах вновь воспроизводится в реакторах на быстрых нейтронах, замыкая таким образом цикл использования ядерного топлива и, во-первых, практически исключить зависимость экономической эффективности АЭС от стоимости урана, а во-вторых, в немалой степени решить проблему радиоактивных отходов. Однако серьёзные технические трудности, возникшие на пути создания полномасштабных энергетических реакторов на быстрых нейтронах, привели к отставанию программы их развития на несколько десятилетий, но по-прежнему во всём мире к ним проявляется широкий интерес[7][8][9][10].

В проекте БРЕСТ его разработчиками планируется создание «пристанционного топливного цикла», который по их замыслу должен замкнуть цикл использования ядерного топлива, решить проблему радиоактивных отходов и чрезвычайно важную международную проблему нераспространения ядерного оружия[11][12].

В 2010 году правительство РФ утвердило федеральную целевую программу «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010—2015 гг. и на перспективу до 2020 г.», в которой был провозглашён курс на создание замкнутого топливного цикла и осуществления проекта коммерческого реактора на быстрых нейтронах[13][14]. В связи с этим в программе предусмотрена разработка проектов реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым, натриевым и свинцово-висмутовым теплоносителем[15], что, возможно, приведёт к осуществлению проекта БРЕСТ, однако следует отметить, что, кроме него, в программе будут участвовать и другие инновационные проекты: БН-1200 (с натриевым теплоносителем) и СВБР (со свинцово-висмутовым теплоносителем)[16].

«Естественная безопасность»[править | править код]

Отличительной особенностью проекта является концепция «Естественной безопасности» — термина, введённого в широкий обиход в научно-технических кругах В. В. Орловым и Е. О. Адамовым, разработчиками и популяризаторами проекта БРЕСТ. Под этим понятием подразумевается ядерная и радиационная безопасность за счёт последовательного отказа от любых технических решений, потенциально опасных проектными и запроектными авариями, и организации безопасности за счёт использования природных законов и свойств используемых материалов, что позволит достичь убедительно прогнозируемой безопасности. Другими словами, в проекте БРЕСТ предполагается, что сам реактор и его топливо будут настолько безопасными, что не потребуют большого количества громоздких технических средств, систем и автоматики для обеспечения безопасности, что повлечёт упрощение устройства и удешевление АЭС[1][3][17].

Вышеуказанное понятие не является нововведением для ядерной энергетики и широко используется уже несколько десятилетий, имея в нормативной технической документации название «внутренняя самозащищённость»[18]. На свойстве внутренней самозащищённости в немалой степени основана безопасность практически всех современных реакторов, наиболее показательным его примером могут служить их отрицательные температурные, мощностные и другие эффекты реактивности — обратные нейтронно-физические связи реакторов, на которых основана устойчивость реакторов.

Таким образом, концепцию «естественной безопасности» нужно рассматривать не в качестве оригинальной идеи, а в развитии устойчивого направления в конструировании ядерных реакторов, возможно качественного прорыва в этом направлении, по крайней мере, по утверждениям его создателей.

Особенности конструкции[править | править код]

Реактор является установкой бассейнового типа, то есть корпус реактора конструктивно исключается[источник не указан 2074 дня] — в шахту из теплоизоляционного бетона (изнутри покрытого металлическим лайнером) залит свинец (теплоноситель), в который опущены активная зона, парогенератор, насосы и другие системы. Циркуляция свинца в контуре осуществляется за счет создаваемой насосами разности его горячего и холодного уровней.

К особенностям реактора следует также отнести конструкцию твэлов. Если традиционно выравнивание тепловыделения по радиусу реактора достигается за счет изменения обогащения урана в твэлах, то в реакторе с полным воспроизводством плутония в активной зоне выгодно применять твэлы различного диаметра (9,1мм, 9,6 мм, 10,4мм). В качестве топлива используется мононитридная композиция уран-плутония и минорных актиноидов. Реактор способен за одну кампанию «сжигать» до 80 кг как «собственных» актиноидов, так и полученных из облучённого ядерного топлива других АЭС.

Другой особенностью проекта является примыкание комплекса по переработке облучённого топлива непосредственно к реактору. Это даёт возможность передавать топливо на переработку, исключая дорогостоящую и небезопасную дальнюю его транспортировку[1].

Осуществление естественной безопасности[править | править код]

Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения по утверждениям разработчиков выводит БРЕСТ на качественно новый уровень безопасности и обеспечивает его устойчивость (ядерную безопасность) без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжёлых авариях. Это планируется осуществить за счёт:

  • использования кипящего при высокой температуре (примерно 2024 К), радиационно-стойкого и слабо-активируемого свинцового теплоносителя, химически пассивного при контакте с водой и воздухом, что должно позволить осуществить теплоотвод при низком давлении и исключить пожары, химические и тепловые взрывы при разгерметизации контура, течах парогенератора и перегревах теплоносителя;
  • использования плотного (теоретическая плотность (без пористости) — 14,3 г/см³) мононитридного топлива, работающего при относительно низких температурах (максимальная температура менее 1150К при температуре плавления 3100К), что должно обеспечивать малые величины радиационного распухания (примерно 1 % на 1 % выгорания топлива) и выхода газовых продуктов деления (менее 10 % от образовавшихся), тем самым должно исключаться контактное воздействие топлива на оболочку твэлов, которая нагружается лишь к концу кампании избыточным газовым давлением менее 2 МПа;
  • использованием бесчехловых ТВС с широкой решёткой твэлов в активной зоне умеренной энергонапряжённости (максимальная примерно 200 МВт3), что должно исключать потерю теплоотвода при локальном перекрытии проходного сечения в ТВС и обеспечивать высокий уровень естественной циркуляции теплоносителя (отметим, что в последнем варианте проекта БРЕСТ рассматривается использование в активной зоне чехловых шестигранных ТВС, которые не обеспечивают теплоотвод при перекрытии проходного сечения, например, окислами свинца);
  • выбора конструкции активной зоны со свинцовым отражателем, состав и геометрия которых должны обеспечивать полное воспроизводство топлива (коэффициент воспроизводства около 1), небольшие по величине и отрицательные мощностной, температурный и пустотный эффекты реактивности (отметим, что коэффициент реактивности по изменению плотности свинца в активной зоне положителен, а остальные коэффициенты — отрицательны), которые должны позволять иметь небольшой суммарный запас реактивности для исключения неконтролируемого разгона реактора на мгновенных нейтронах при непредусмотренном выводе из активной зоны органов регулирования;
  • использования устройств пассивной обратной связи реактивности с расходом теплоносителя через активную зону (УПОС) в виде каналов, связанных с первым контуром и заполненных свинцом до определённого уровня, зависящего от расхода теплоносителя через активную зону и влияющего на утечку нейтронов и реактивность;
  • использования пассивной системы внешнего воздушного аварийного охлаждения реактора через корпус (в последнем варианте проекта БРЕСТ для аварийного охлаждения предусмотрена система, состоящая из воздушных теплообменников типа «труба Фильда», погруженных в теплоноситель первого контура в периферийные полости реактора);
  • конструкции контура охлаждения с наличием разных уровней в опускной и подъёмной ветвях, что обеспечивает плавный переход к естественной циркуляции при нарушении принудительной[1] (при этом выбег расхода через активную зону за счёт выравнивания уровней при быстром отключении циркуляционных насосов составляет 20-30 секунд).

Критика[править | править код]

Споры вокруг проекта БРЕСТ развернулись после выступления Владимира Путина на «Саммите тысячелетия» ООН[19], в котором президент РФ выдвинул инициативу по энергетическому обеспечению устойчивого развития человечества, кардинальному решению проблем нераспространения ядерного оружия и экологическому оздоровлению планеты Земля. Выступление Путина не содержало технических деталей, однако в нём было обозначена идея «кардинального повышения эффективности нераспространения ядерного оружия путём исключения из использования в мирной ядерной энергетике обогащенного урана и чистого плутония», по мнению экспертов, в немалой степени базирующейся на создании замкнутого ядерного цикла на основе проекта БРЕСТ.

Вскоре после этого в журнале «Ядерный контроль» вышла статья[20] выдающегося учёного в области ядерной физики, академика РАН, вице-президента Курчатовского института Николая Пономарёва-Степного, в которой обозначенные президентом цели назывались «не вызывающими сомнений своей необходимостью», однако под сомнение была поставлена возможность их осуществления в ближайшем будущем, а также был подвергнут критике официальный курс на осуществление этих целей с помощью проекта БРЕСТ. В статье констатировалось, что проект реактора БРЕСТ «находится в начальной стадии разработки», а «технология свинцового жидкометаллического теплоносителя на сегодняшний день не отработана». Кроме того, были высказаны сомнения относительно принципиальной возможности решить с помощью реакторов БРЕСТ проблемы крупномасштабной ядерной энергетики, такие, как неограниченное обеспечение топливом, кардинальное решение проблемы нераспространения, естественная безопасность, сжигание радиоактивных элементов и окончательное решение проблемы радиоактивных отходов. Такого рода утверждения были названы Пономарёвым-Степным:

«не только не доказанными научными и техническими работами, но и спорными по ряду основных положений.»

Кроме неотработанности технологии, были обозначены «узкие» технические вопросы:

  • в большом объёме интегральной схемы «БРЕСТ» не обеспечивается равномерность поддержания кислородного потенциала в узком разрешенном диапазоне (если он будет подтвержден). Чтобы обеспечить работоспособность тепловыделяющих элементов, необходимо найти оптимальное для заданного уровня и диапазона изменения температур содержание кислорода в теплоносителе и стабильно поддерживать его на этом уровне в течение всего срока эксплуатации реакторной установки;
  • не обоснована работоспособность конструкционных материалов в свинце при принятой температуре и при высоком облучении нейтронами (расплавленный свинец вызывает сильную коррозию конструкционных материалов);
  • не изучено влияние облучения в реальных реакторных условиях на поведение в свинце тепловыделяющих элементов и топливной композиции;
  • сама по себе проблема смешанного нитридного топлива требует значительных усилий и времени для её разрешения;
  • технические решения по переработке топлива находятся на начальной стадии разработки.

Вследствие наличия этих вопросов:

По состоянию обоснования технических решений проект «Брест» — быстрый реактор со свинцовым теплоносителем — не подготовлен для стадии технического проектирования и не может быть выделен в настоящее время как единственный вариант долгосрочной стратегии развития ядерной энергетики России.

В ответной статье[21] научного руководителя перспективных разработок «НИКИЭТ имени Н. А. Доллежаля» В. В. Орлова, опубликованной в том же 2001 году на сайте НИКИЭТ, практически не содержится ответных доводов в технической части, напротив, подтверждаются слова академика Пономарёва-Степного о начальности стадии разработки проекта, неотработанности и неисследованности многих важных вопросов, однако содержатся нападки на личность критика:

«статья Н. Пономарева-Степного не содержит каких-либо новых возражений против Стратегии или идей по её корректировке, которые не были бы обсуждены в ходе её выработки и принятия. Статья высокомерно игнорирует данные тогда ответы и разъяснения и предлагаемую ею полемику в стиле «спора глухих» трудно отнести к жанру научной дискуссии с целью приближения к истине.»

А также прямые обвинения во лжи:

«Критическая часть статьи, каждая её фраза содержит смесь неправды и полуправды, искаженно толкуя Инициативу Президента и Стратегию, предложения по ИНПРО.»

Также проект БРЕСТ подверг критике директор — генеральный конструктор «ОКБМ им. И. И. Африкантова» В. И. Костин в опубликованной в 2007 году статье[22] журнала «Атомная стратегия», в которой были обозначены нерешённые технические проблемы:

  • поддержание концентрации кислорода, необходимой для ограничения коррозионного воздействия теплоносителя на конструкционные материалы (~ 10 6 вес. %) с обеспечением соответствующего контроля в теплоносителе, равномерно во всех местах его нахождения (это особенно актуально для интегральной монокорпусной компоновки, содержащей застойные зоны);
  • радиологическая опасность РУ с «тяжёлым» теплоносителем, поскольку эти теплоносители не задерживают продукты деления — цезий и йод, которые переходят в газовый контур, откуда они могут выйти за пределы первого контура. Кроме того, при облучении свинцово-висмутового теплоносителя дополнительно образуется большое количество радиоактивного полония (этот процесс характерен и для свинцового теплоносителя)[23]. К этому следует добавить проблему накопления трития во втором (пароводяном) контуре этих реакторных установок;
  • большие энергетические и временные затраты для расплавления и поддержания теплоносителя в жидком состоянии (на разогрев реактора в РУ БРЕСТ-ОД-300 по проекту потребуется 7 месяцев);
  • токсичность «тяжёлых» теплоносителей и образование долгоживущих изотопов альфа-активного свинца, альфа- и бета-активного висмута с периодом полураспада более 106 лет, что усугубляет проблему их утилизации после прекращения эксплуатации реактора.

Также в этой статье высказываются сомнения вообще относительно возможности создания надёжных реакторных установок с «тяжёлым теплоносителем» с длительным сроком эксплуатации, ставится вопрос об экономической целесообразности создания таких установок, а также высказывается мнение, что:

«РУ с «тяжёлыми» теплоносителями не имеют новых качеств и в отношении возможности утилизации долгоживущих актинидов по сравнению с быстрыми реакторами, охлаждаемыми натрием.»

Общий вывод, который в своей статье делает Костин:

Таким образом, предлагаемые ядерные технологии на основе свинцово-висмутовых или свинцовых быстрых реакторов по комплексу определяющих характеристик не имеют преимуществ по сравнению с освоенными ядерными технологиями тепловых легководных и быстрых натриевых реакторных установок. Поэтому использование «тяжелого» теплоносителя в реакторных установках для широкомасштабной гражданской атомной энергетики представляется совершенно нецелесообразным. Развертывание работ по созданию таких технологий приведёт к большим затратам при отсутствии положительного результата в конечном итоге.

БРЕСТ-ОД-300[править | править код]

Разработчики[править | править код]

Конкурирующие проекты[править | править код]

Примечания[править | править код]

  1. 1 2 3 4 проф.И.Н.Бекман. Ядерная индустрия. Курс лекций. Проверено 22 июля 2010. Архивировано 3 мая 2012 года.
  2. 1 2 НИКИЭТ исторически выступает первопроходцем (недоступная ссылка). Интервью Ю.Драгунова от 12.04.10. Росатом. Проверено 22 июля 2010. Архивировано 14 апреля 2010 года.
  3. 1 2 А.Ваганов. Стратегически важный реактор (рус.) // Независимая газета. — 2002. — Вып. 19(3103).
  4. Виктор Леонов: давайте использовать уран эффективно
  5. Описание проекта «Прорыв» на сайте входящего в состав Росатома АО «Наука и инновации». Архивировано 7 марта 2016 года.
  6. Реактор БРЕСТ-300 начнут строить в Северске в 2019г
  7. Бартоломей Г.Г., Байбаков В.Д., Алхутов М.С., Бать Г.А. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов. — М.: Энергоатомиздат, 1982. — 512 с.
  8. И.Камерон. Ядерные реакторы. — М.: Энергоатомиздат, 1987. — 320 с.
  9. I.R.Cameron, University of New Brunswick. Nuclear fission reactors. — Canada, New Brunswick: Plenum Press, 1982.
  10. Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. — М.: Энергоатомиздат, 1985. — 352 с.
  11. Орлов В.В.,Лопаткин А.В., Глазов А.Г. (НИКИЭТ им. Н.А.Доллежаля),Волк В.И.,Полуэктов П.П.(ВНИИНМ им. А.А.Бочвара),Леонтьев В.Ф.(ГСПИ),Каримов Р.С.(СвердНИИхиммаш). Топливный цикл реакторов БРЕСТ. Решение проблем РАО и нераспространения (недоступная ссылка). НИКИЭТ им.Н.А.Доллежаля. Проверено 24 июля 2010. Архивировано 10 октября 2006 года.
  12. Борис Габараев, Александр Филин. Рарзработка АЭС с РУ БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным топливным циклом для площадки Белоярской АЭС. Реализация инициативы президента РФ В.В,Путина (недоступная ссылка). НИКИЭТ им.Н.А.Доллежаля. Проверено 24 июля 2010. Архивировано 16 января 2005 года.
  13. Утверждена ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения до 2020г.» с объемом финансирования 128 млрд руб. (недоступная ссылка — история ). Пресс-центр атомной энергетики и промышленности РФ. Росатом. Проверено 22 июля 2010. (недоступная ссылка)
  14. Правительство РФ утвердило концепцию ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения». Атомный портал ATOMIC-ENERGY.RU. Проверено 22 июля 2010. Архивировано 3 мая 2012 года.
  15. Федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010–2015 годов и на перспективу до 2020 года». Атомный портал ATOMIC-ENERGY.RU. Проверено 22 июля 2010. Архивировано 3 мая 2012 года.
  16. Реакторы на быстрых нейтронах имеют существенное преимущество перед тепловыми реакторами в плане экономии топлива. Полит.ру. Проверено 22 июля 2010. Архивировано 3 мая 2012 года.
  17. А.Сила-Новицкий(НИКИЭТ). Быстрые реакторы для крупномасштабной ядерной энергетики. Агентство атомных новостей AtomInfo.ru. Проверено 23 июля 2010. Архивировано 19 июня 2012 года.
  18. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций — (ОПБ-88/97)(ПНАЭ Г-01-011-97)
  19. Выступление Президента Российской Федерации В.В.Путина на Саммите тысячелетия Организации Объединенных Наций (рус.) // Международное право = International Law. — 2000. — Вып. 3.
  20. Н.Н.Пономарёв-Степной. О возможностях и путях осуществления инициативы президента Российской Федерации (рус.) // Ядерный контроль. — 2001. — Вып. 2(56).
  21. В.В. Орлов. Инициатива Президента Российской Федерации и долговременная стратегия Минатома России. (недоступная ссылка). По поводу статьи Н. Пономарева-Степного в журнале "Ядерный контроль", № 2, 2001 г.. НИКИЭТ. Проверено 24 июля 2010. Архивировано 18 сентября 2003 года.
  22. В.И.Костин. Нелёгкий выбор. О задачах развития широкомасштабной гражданской атомной энергетики и проблеме выбора реакторных технологий для её реализации (рус.) // Атомная стратегия. — 2007. — Вып. 29.
  23. В случае свинцового теплоносителя этот процесс на 4-5 порядков менее интенсивен, см Виктор Леонов: давайте использовать уран эффективно — «Радиоактивный полоний образуется при облучении висмута, которого в реакторе очень много. Активность свинцово-висмутового теплоносителя возрастает по сравнению со свинцовым примерно в 20 тысяч раз.»

Ссылки[править | править код]