В Северске залили первый бетон в фундамент реактора БРЕСТ-ОД-300. По классификации МАГАТЭ, «первый бетон» – это официальное начало стройки, ранее была только подготовка. Еще в 2014 году на площадке начали первые работы по возведению модуля фабрикации-рефабрикации (МФР) топлива и инфраструктуры площадки.
К 2026 году на площадке Сибирского химического комбината должен заработать атомный энергоблок с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем мощностью 300 МВт. Также к тому времени рядом с реактором появится комплекс по выпуску смешанного нитридного уран-плутониевого (СНУП) ядерного топлива (МФР) и модуль переработки отработанного ядерного топлива. Три объекта составят опытный демонстрационный энергокомплекс (ОДЭК) – впервые в мире на одной площадке появится АЭС с замкнутым ядерным топливным циклом.
Идея замкнутого ядерного топливного цикла заключается в том, чтобы пустить на производство энергии весь объем добытого урана. В природном уране сдержится лишь 0,7% урана-235, остальные 99,3% – уран-238, который не поддерживает цепную реакцию деления. Для изготовления ядерного топлива для традиционных тепловых реакторов годится только 235 изотоп, вся остальная масса руды идёт в отвал. Кроме того, из изначальных 0,7% только 0,5% отрабатывают в реакторе, остальная часть деградирует при разделении изотопов.
Однако проблему можно решить, построив реактор на быстрых нейтронах – бридер. В нём при делении урана-235 или плутония-239 из них выпадает несколько нейтронов, один из которых продолжает цепную реакцию, а второй может заняться другим делом – например, конвертировать неделящийся уран-238 в плутоний-239. Таким образом не только весь добытый уран, но и все отработавшее ядерное топливо можно пустить на производство нового топлива. Таким образом решается сразу две проблемы: захоронение ОЯТ и дефицит природного урана.
Попутно в таком реакторе можно сжигать самые опасные отходы тепловых реакторов, минорные актиниды нептуний, америций и кюрий. Срок их полураспада – от сотен до нескольких миллионов лет. В быстрый реактор минорные актиниды можно загружать вместе с топливом, где к моменту выгрузки они полностью выгорят. Конечно, при работе реактора возникнут новые отходы, но содержание актинидов в них будет на порядок меньше загруженного.
Идеальная система выглядит так: тепловой реактор производит электроэнергию и тепло из традиционного уранового топлива. Затем отработавшее топливо модифицируют и загружают в реактор на быстрых нейтронах. Там тоже вырабатывается какое-то количество электрической энергии, но главное – изотопы трансмутируют, что позволяет создать новое топливо для тепловых реакторов. Таким образом мы получаем практически бесконечный источник энергии, при этом избавляясь от радиоактивных отходов и почти не создавая новые.
Сейчас существуют три концепции реакторов на быстрых нейтронах. Это газоохлаждаемый реактор (GFR), реактор с натриевым теплоносителем (SFR) и реактор со свинцовым или свинцово-висмутовым теплоносителем (LFR). Работы над первым реактором с переменным успехом ведет Евратом, построивший небольшой исследовательский реактор ALLEGRO тепловой мощностью 75 мегаватт. Одна из самых сложных проблем реактора — высокая температура топлива и гелия.
Натриевые реакторы на данный момент являются самыми изученными. В мире успешно функционируют два промышленных реактора на быстрых нейтронах – это БН-600 и БН-800, натриевые реакторы на станции Белоярской АЭС в Свердловской области. Основной риск при использовании натрия – пожароопасность. В случае контакта с водой высока вероятность взрыва, на воздухе этот теплоноситель горит. Помимо прочего, натрий достаточно химически активен, что оказывает негативное влияние на конструкции. Отчасти по этой причине были свернуты работы над реакторами-бридерами в США. При этом такие реакторы обладают высокой радиационной безопасностью.
Реактор со свинцовым носителем в теории может быть самым безопасным. Свинец и свинец-висмут не вступают во взаимодействие с водой и воздухом, радиационно стойки, слабо активируются, имеют большую температуру кипения (1740 и 1670 градусов Цельсия соответственно), практически недостижимую при любых авариях в отличие от натрия с температурой кипения 883 градуса. В случае потери герметичности не произойдёт выделения водорода, исключены взрывы и пожары. Почему же в мире до сих пор не построено ни одного стационарного свинцового реактора, если технология так безопасна и эффективна? Ведь концепция реакторов на быстрых нейтронах существует с момента зарождения атомных технологий, а проект свинцового реактора появился еще в 80-х годах. Однако от его реализации отказались в пользу натриевого.
Всё дело в неизученности технологии. Впервые о строительстве реактора БРЕСТ Владимир Путин заявил в 2001 году. С тех пор в стране ведётся его разработка. Однако реальность существенно отличается от теоретических выкладок. Так, уже на стендах вскрылись неприятные особенности конструкции реактора: в свинцовом потоке разрушались насосы, очень сложно было поддерживать точно заданную концентрацию кислорода. Расплавленный свинец вызывал сильную коррозию конструкционных материалов. Также тяжелый теплоноситель не задерживает продукты деления — цезий и йод, которые переходят в газовый контур, откуда они могут выйти за пределы первого контура. Зато при его эксплуатации образовываются долгоживущие изотопы альфа-активного свинца, альфа- и бета-активного висмута с периодом полураспада более 10*6 лет. Ко всему стоит добавить большие энергетические и временные затраты для расплавления и поддержания теплоносителя в жидком состоянии – на разогрев реактора в БРЕСТ-ОД-300 по проекту потребуется 7 месяцев. Кроме того, технология переработки смешанного топлива для использования в этом реакторе также недостаточно проработана.
Пожалуй, больше всего критики от научного сообщества вызывает необходимость постройки такого масштабного реактора. Поскольку технология совершенно неизучена, одних испытаний на стендах недостаточно, чтобы утверждать о её безопасности. Возможно, имело смысл сначала построить небольшой реактор, чтобы на нем проверить реальность теоретических расчетов. Помимо безопасности есть момент экономической целесообразности такого проекта.
Замкнуть ядерный топливный цикл можно и на ректорах с натриевым теплоносителем. Основной принцип у этих реакторов одинаковый: в них можно загружать топливо из ОЯТ и выжигать минорные актиниды. Вот только натриевые реакторы хорошо изучены и успешно функционируют, а свинцовый до сих пор существовал только на бумаге. При том, что над безопасностью первых до сих пор продолжают работать, возникает вопрос в реальной потребности строительства неизученного, а потому потенциально опасного БРЕСТа.
