БРЕСТ

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, 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.

Концепция

Замкнутый цикл

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:

${}^{238}_{92}\textrm{U} + {}^{1}_{0}\textrm{n} \xrightarrow {}^{239}_{92}\textrm{U} \xrightarrow[23,5min]{\beta^-} {}^{239}_{93}\textrm{Np} \xrightarrow[2,3days]{\beta^-} {}^{239}_{94}\textrm{Pu} \xrightarrow[2,4\cdot 10^4 years]{\alpha}$

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^[4][5][6][7].

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^[8][9].

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^[10][11]. В связи с этим в программе предусмотрена разработка проектов реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым, натриевым и свинцово-висмутовым теплоносителем^[12], 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)^[13].

«Естественная безопасность»

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][14].

Вышеуказанное понятие не является нововведением для ядерной энергетики и широко используется уже несколько десятилетий, имея в нормативной технической документации название «внутренняя самозащищённость»^[15]. 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

Реактор является установкой бассейнового типа, то есть корпус реактора конструктивно исключается — 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, 9,6мм, 10,4мм). В качестве топлива используется мононитридная композиция уран-плутония и минорных актиноидов. Реактор способен за одну кампанию «сжигать» до 80кг как «собственных» актиноидов, так и полученных из облученного ядерного топлива других АЭС.

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

Осуществление естественной безопасности

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 тяжелых 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 МВт/м³), 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 использования 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 выравнивая уровней при быстром отключении циркуляционных насосов составляет 20-30 секунд).

Критика

Споры вокруг проекта БРЕСТ развернулись после выступления Владимира Путина на «Саммите тысячелетия» ООН^[16], 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 путем 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^[17] 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 были 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;
• 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 ее 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^[18] 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 ее корректировке, которые не были бы обсуждены в ходе ее 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 ее 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^[19] журнала «Атомная стратегия», в которой были обозначены нерешённые технические проблемы:

• поддержание концентрации кислорода, необходимой для ограничения коррозионного воздействия теплоносителя на конструкционные материалы 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 «тяжелым» теплоносителем, поскольку эти теплоносители не задерживают продукты деления – цезий и иод, которые переходят в газовый контур, откуда они могут выйти за пределы первого контура. Кроме того, при облучении теплоносителя дополнительно образуется большое количество радиоактивного полония (этот процесс характерен и для свинцового теплоносителя). 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 «тяжелых» 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 о 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 приведет к большим затратам при отсутствии положительного результата в конечном итоге.

Разработчики

• ОАО «НИКИЭТ»;
• ОАО «СПб АЭП»;
• ОАО «ГСПИ»;
• ОАО «ВНИИНМ»;
• ФГУП ГНЦ РФ-ФЭИ;
• ОАО «НИИАР»;
• ОАО «СвердНИИхиммаш»;
• концерн «Росэнергоатом»;
• ОАО "Головной институт "ВНИПИЭТ";
• ОАО "ИК" ЗИОМАР;
• ОАО ВТИ;
• ОАО ЦКБМ;
• и многие другие.

Примечания

1. ↑ ^{1 2 3 4} проф.И.Н.Бекман Ядерная индустрия  (рус.). Курс лекций. Архивировано из первоисточника 3 мая 2012. Проверено 22 июля 2010.
2. ↑ ^{1 2} НИКИЭТ исторически выступает первопроходцем  (рус.). Интервью Ю.Драгунова от 12.04.10. Росатом.(недоступная ссылка — история) Проверено 22 июля 2010.
3. ↑ ^{1 2} А.Ваганов Стратегически важный реактор (рус.) // Независимая газета. — 2002. — В. 19(3103).
4. ↑ 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.
5. ↑ И.Камерон Ядерные реакторы. — М.: Энергоатомиздат, 1987. — 320 с.
6. ↑ I.R.Cameron, University of New Brunswick Nuclear fission reactors. — Canada, New Brunswick: Plenum Press, 1982.
7. ↑ Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. — М.: Энергоатомиздат, 1985. — 352 с.
8. ↑ 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  (рус.). НИКИЭТ им.Н.А.Доллежаля.(недоступная ссылка — история) Проверено 24 июля 2010.
9. ↑ 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  (рус.). НИКИЭТ им.Н.А.Доллежаля.(недоступная ссылка — история) Проверено 24 июля 2010.
10. ↑ Утверждена ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения до 2020г.» с объемом финансирования 128 млрд руб.  (рус.). Пресс-центр атомной энергетики и промышленности РФ. Росатом.(недоступная ссылка — история) Проверено 22 июля 2010.
11. ↑ Правительство РФ утвердило концепцию ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения»  (рус.). Атомный портал ATOMIC-ENERGY.RU. Архивировано из первоисточника 3 мая 2012. Проверено 22 июля 2010.
12. ↑ Федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 - 2015 годов и на перспективу до 2020 года»  (рус.). Атомный портал ATOMIC-ENERGY.RU. Архивировано из первоисточника 3 мая 2012. Проверено 22 июля 2010.
13. ↑ Реакторы на быстрых нейтронах имеют существенное преимущество перед тепловыми реакторами в плане экономии топлива  (рус.). Полит.ру. Архивировано из первоисточника 3 мая 2012. Проверено 22 июля 2010.
14. ↑ А.Сила-Новицкий(НИКИЭТ) Быстрые реакторы для крупномасштабной ядерной энергетики  (рус.). Агентство атомных новостей AtomInfo.ru. Архивировано из первоисточника 19 июня 2012. Проверено 23 июля 2010.
15. ↑ Общие положения обеспечения безопасности атомных станций — (ОПБ-88/97)(ПНАЭ Г-01-011-97)
16. ↑ Выступление Президента Российской Федерации В.В.Путина на Саммите тысячелетия Организации Объединенных Наций (рус.) // Международное право = International Law. — 2000. — В. 3.
17. ↑ Н.Н.Пономарёв-Степной О возможностях и путях осуществления инициативы президента Российской Федерации (рус.) // Ядерный контроль. — 2001. — В. 2(56).
18. ↑ В.В. Орлов Инициатива Президента Российской Федерации и долговременная стратегия Минатома России.  (рус.). По поводу статьи Н. Пономарева-Степного в журнале "Ядерный контроль", № 2, 2001 г.. НИКИЭТ.(недоступная ссылка — история) Проверено 24 июля 2010.
19. ↑ В.И.Костин Нелегкий выбор.О задачах развития широкомасштабной гражданской атомной энергетики и проблеме выбора реакторных технологий для ее реализации (рус.) // Атомная стратегия. — 2007. — В. 29.

Ссылки