БРЕСТ-300 быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением Описание работы реактора Активная зона. Канал нормального и аварийного расхолаживания. Главный циркуляционный насос Конструкция активной зоны

Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ

По своим физическим и техническим принципам быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением имеют наибольший потенциал внутренне присущей безопасности, далеко не полностью реализованный в их первом поколении.

Высокая стоимость первых быстрых реакторов оказалась главной причиной того, что они не получили распространения в энергетике. Топливная составляющая стоимости ядерной энергии мала – 10-20% от общей стоимости и много меньше топливной составляющей стоимости энергии при использовании органических топлив. В этом и состоит главное экономическое преимущество АЭС. Основная составляющая затрат на производство ядерной энергии при дешёвом топливе определяется стоимостью сооружения АЭС и её обслуживания, значительно выросшей в результате увеличения количества систем безопасности. Никакое отдельное усовершенствование не может снизить стоимость АЭС более, чем на несколько процентов. Стоимость АЭС с быстрым реактором должна быть снижена существенно, что возможно только на основе общего принципа, затрагивающего все основное оборудование, системы и сооружения. Таким принципом является принцип естественной безопасности.

Принцип "естественной безопасности" является обобщением принципа внутренне присущей безопасности путём распространения его на весь топливный цикл с учётом проблемы РАО и режима нераспространения ядерного оружия.

Последовательная реализация принципа естественной безопасности, начиная с исходных технических решений создаёт предпосылки к упрощению конструкций, требований к основному и вспомогательному оборудованию, сооружениям АЭС и к персоналу, к отказу от дополнительных систем безопасности и к удешевлению АЭС.

Простота физических и технических принципов конструкции и управления быстрых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем вместе с топливной и энергетической эффективностью позволяют рассчитывать на достижение ими одновременно высоких показателей безопасности и экономичности.

Ядерная энергетика больших масштабов, обеспечивающая высокий уровень безопасности и значительное снижение удельных расходов урана при сохранении своих экономических преимуществ не может обойтись без замкнутого топливного цикла с использованием плутония, без ядерной технологии, основанной на принципах внутренне присущей безопасности.

Избыток нейтронов и их энергетический спектр, в котором делятся все актиниды, позволяет осуществить в быстрых реакторах эффективное "сжигание" наиболее опасных и долгоживущих радионуклидов из отходов топливного цикла; обеспечив радиационный баланс между захораниваемыми радиоотходами и добываемым из земли ураном, не требуя специальных реакторов-сжигателей.

Исключение уранового бланкета, стабильность состава топлива при выгорании, малый запас реактивности, замыкание топливного цикла при АЭС создают условия для осуществления топливного цикла физически защищенного от краж Pu и его оружейного использования.

Реализация всех этих возможностей позволяет рассчитывать на удовлетворение главных требований крупномасштабной энергетики, в том числе на детерминистическое исключение катастрофических радиоактивных выбросов при наиболее опасных авариях, связанных с разгоном, потерей теплоносителя, разрушением внешних барьеров (плотный корпус, здание реактора) и др.

Такие реакторы позволят осуществить рентабельную и безопасную утилизацию Pu, накапливаемого в отработавшем топливе АЭС первого этапа и освобождаемого при сокращении ядерных вооружений, без создания специальных реакторов выжигателей Pu.

Эти задачи решаются в разрабатываемой РУ с быстрым реактором, охлаждаемым жидким свинцом.

Разработка, сооружение и опытная эксплуатация блока АЭС с быстрым реактором со свинцовым теплоносителем и опытным производством пристанционного топливного цикла (БРЕСТ-300), который может рассматриваться и как серийный энергетический реактор средней мощности, и как опытный, демонстрационный реактор, предназначенный для накопления эксплуатационного опыта, отработки и проверки технических решений, определяющих безопасность и экономичность быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем. Безаварийная эксплуатация реатора БРЕСТ-300 откроет путь крупномасштабной ядерной энергетике быстрых реакторов, таких как БРЕСТ-1200, БРЕСТ-2400.

Реализация в проекте физических и химических качеств и закономерностей, присущих ядерному топливу, теплоносителю и другим компонентам ядерной системы, использованию новых конструкторских решений позволит детерминистически исключить аварии с радиоактивными выбросами, требующими эвакуации населения, одновременно упростить и удешевить АЭС и резко снизить удельные расходы урана.


Активная зона реактора БРЕСТ-2400