Замыкание ядерного цикла: российский реактор IV поколения БРЕСТ-ОД-300

Реактор с «обедненным ураном»

Постоянно растущие объемы отработанного ядерного топлива заставляют отчуждать огромные территории для его захоронения. Не менее 350 тысяч тонн радиоактивных материалов накопилось на Земле на данный момент. Державы, обладающие атомными электростанциями, пытаются найти опасным веществам хотя бы какое-нибудь применение. В последнее время на слуху боеприпасы, начиненные обедненным ураном, произведенным из отработанного топлива. Снаряды получаются славные, но используются они по прямому назначению крайне редко. Поэтому и в качестве главного утилизатора ядерного топлива не годятся.

Зачем вообще нужен реактор на быстрых нейтронах? Чем плох традиционный на искусственно замедляемых нейтронах?

Дело, прежде всего, в топливе. Классическая АЭС, например турецкая «Аккую», которую Россия сейчас строит для Турции, потребляет в качестве топлива изотоп урана-235. Его не так много в урановой руде, он дорогой, и запасы должны иссякнуть лет через сто.

Реакторы на быстрых нейтронах «питаются» изотопами урана-238. Казалось бы, разница всего в три единицы, но между этими изотопами лежит настоящая пропасть. 99 процентов всего урана в руде – это тот самый 238-й изотоп. То есть его много, и он относительно дешевый. И подходит он только для АЭС на быстрых нейтронах.

Главный бонус всей истории – уран-238 генерируется в виде отработанного топлива в классических реакторах на медленных нейтронах.


Вернемся к турецкой «Аккую», которая еще не достроена, но уже получила первую партию урановых таблеток из Новосибирска.

Как только АЭС запустят, и через пару-тройку лет появится отработанное топливо, его заберут российские атомщики, чтобы использовать в реакторах на быстрых нейтронах. Такой вот круговорот урана в природе.

Но и это еще не все.

Как только уран-238 запускают в реактор на быстрых нейтронах, он не только выделяет тепло в ходе ядерной реакции, но генерирует новый изотоп – плутоний-239. Получается уже новое смешанное и универсальное топливо, получившее название «МОКС-топливо». Это хороший товар – его покупают для своих АЭС на медленных или тепловых нейтронах японцы и европейцы.

Подытожим введение – классические АЭС производят много отходов с большой долей урана-235, которые используются в реакторах на быстрых нейтронах. «Быстрые» реакторы, в свою очередь, после работы оставляют практически готовое «МОКС-топливо». Эти отходы можно снова отправлять на классические АЭС. Цикл замыкается и автоматически пропадает необходимость в «озеленении» мировой энергетики.

Научитесь правильно использовать мирный атом, и не нужны будут ни капризные ветряки, ни солнечные панели, ни прочие изыски. В руках цивилизации сейчас бесконечная топливная база, которой хватит на несколько тысячелетий. При таком раскладе даже полумифический термоядерный синтез кажется лишним.

Все хорошо в этой истории, только вот приоритетными технологиями в сфере безотходной ядерной энергетики обладает только Россия. А это очень не нравится нашим бывшим партнерам на Западе.

В свое время за рубежом активно занимались технологиями «быстрых нейтронов», но из-за высокой стоимости и кажущейся нерентабельности закрыли все проекты. В США реактор EBR-II встал в 1994 году, в Великобритании DFR остановили еще в 1977 году, а французский Superphenix заглушили в 1998 году.

Россия продолжила работу с реакторами на быстрых нейтронах единственная в мире. Это стоит помнить всем, кто твердит о нефтегазовой игле, на которую якобы окончательно и бесповоротно села наша страна.

Проект «Прорыв»

Теоретически превратить обычный реактор на медленных нейтронах в «быстрый» несложно – для этого достаточно заменить воду в активной зоне на иное вещество. Дело в том, что вода, водяной пар, некоторые органические вещества и углекислый газ хорошо задерживают и замедляют нейтроны, тем самым приостанавливая развитие ядерной реакции.

Если заказчик желает устройство на быстрых нейтронах, то в горячую зону реактора придется в качестве теплоносителя загружать легкоплавкие металлы, например натрий. Именно расплавленный натрий передает тепло от урановых стержней к парогенератору в российском реакторе на быстрых нейтронах БН-800. Его запустили в 2015 году на Белоярской АЭС, и сейчас это единственный в мире агрегат в своем роде – вокруг правят бал классические реакторы на медленных нейтронах.

Пожалуй, главный минус БН-800 – это спорный теплоноситель. Все, кто знаком со школьным курсом химии, наверняка знают, что натрий очень активен и готов вспыхнуть на воздухе, не говоря уже о контакте с водой. Сложностей с натриевой тепловой рубашкой достаточно. Например, перегружать топливо из реактора приходится в вакуумных камерах.

Тем не менее проблемы решаемы, иначе бы «Росатом» не строил второй, еще более мощный быстрый реактор БН-1200. Запуск его планируют на 2030-е годы с расчетным сроком эксплуатации до 2090 года.

Но серия БН уже не относится к российскому технологическому мейнстриму – на первых ролях сейчас технология теплопередачи с помощью жидкого свинца. Именно вокруг этого вращается проект «Прорыв», ключевым элементом которого является экспериментальный реактор БРЕСТ-ОД-300 (Быстрый Реактор Естественной безопасности со Свинцовым Теплоносителем).

Идея постройки реактора на быстрых нейтронах со свинцом в первом контуре родилась еще в начале 80-х годов, но до практической реализации добралась только в 2021 году. Строят БРЕСТ в Томской области в городе Северске и обещают сдать в опытную эксплуатацию к концу десятилетия.

Приехать и посмотреть на возведение уникального реактора так просто не получится: Северск – закрытый город, целиком занятый ядерным производством и исследованиями. Площадкой выбрали Сибирский химический комбинат, один из ключевых производителей топлива для Росатома.


Свинец для атомщиков – уникальный теплоноситель. На воздухе и при контакте с водой не воспламеняется, а лишь застывает. Слабо поглощает и не тормозит нейтроны, а ионизирующее излучение, наоборот, очень хорошо задерживает. В итоге БРЕСТ и ему подобные будут излучать радиацию едва ли больше бытового холодильника.

Естественный вопрос – почему БРЕСТ-ОД-300 относят к реакторам IV поколения? Кроме свинца, он по сути ничем не отличается от реакторов на быстрых нейтронах предыдущего поколения?

IV генерация атомных реакторов подразумевает целый комплекс параметров, среди которых на первом плане безопасность, экологичность и стоимость электроэнергии на выходе.


БРЕСТ знаменит целым рядом нетривиальных решений.

Прежде всего, это дорогое и сложное в изготовлении ядерное топливо. Его официальное название – смешанное нитридное уран-плутониевое топливо или СНУП-топливо, изготавливаемое около стоящего реактора в цехах Сибирского химического комбината. О трудоемкости нового продукта красноречиво скажет один факт – изготавливают его в атмосфере инертного газа.

СНУП-топливо очень безопасно за счет минимальной реактивности. Если совсем просто, то его невозможно разогнать до катастрофических пределов, как это случилось в Чернобыле. Как пишут в Росатоме, проект «Прорыв» в Северске должен стать


В теории БРЕСТ будет сам себя обеспечивать главным компонентом топлива плутонием-239, просто дожигая «отработку» от других реакторов, состоящую из урана-238.


Сейчас перспективы проекта «Прорыв» в целом и реактора БРЕСТ в частности ограничены большим количеством «но».

Прежде всего, пока этот дорогостоящий и сложнейший комплекс не заработает, нельзя будет говорить о мировом ренессансе российской атомной энергетики.

Сейчас все напуганы возможностью повторения Фукусимы и Чернобыля, что заставляет работать с классическими водо-водяными реакторами на медленных нейтронах. Которые, к слову, лучше всех строят россияне. Но это ведет к неумолимому увеличению ядерных отходов и постепенному истощению урановых руд.

Пройдет 10–15 лет, а то и несколько десятилетий, прежде чем техника класса БРЕСТ-ОД-300 займет свое место на мировом энергетическом олимпе. Ничего не поделаешь – таковы сроки технологических революций в гражданском атоме.