Банкеръ Daily

Вячеслав Першуков, специален представител на "Росатом" пред "БАНКЕРЪ"

Реакторът "БРЕСТ" ще конкурира най-ефективното производство на ток

Вячеслав Першуков

В Русия се радват на ново поколение реактор, работещ на бързи неутрони. Основен негов белег e, че при работата му не се отделя отработено ядрено гориво. Става дума за проекта "БРЕСТ-ОД-300", който дори на Запад похвалиха като технологичен пробив.

Строителството на такъв малък енергоблок с мощност 300 мвт. вече върви, като плановете са да е готов през 2026 година. Той ще използва олово за топлоносител и ново смесено нитридно уран-плутониево гориво. На неговата площадка за пръв път в световната практика ще бъде изграден „бърз“ реактор със затворен ядрен горивен цикъл. Който ще е не само по-безопасен, но и икономически по-конкурентен на най-ефективното електропроизводство.

Г-н Першуков, бихте ли ни разказали с какво е уникален реакторът БРЕСТ-300?

- Той е от четвърто поколение, който работи с бързия неутронен спектър и при него вместо вода като топлоносител се използва олово. За реакторите от четвъртото поколение трябва максимално да се използва енергията на неутроните, като по този начин се изключват като топлоносители среди, които поглъщат неутрони. Затова се прилагат течни метали – натрий, олово и други. В проекта на реактора БРЕСТ-ОД-300 ние решаваме всички сложни и важни задачи на мащабното използване на АЕЦ с реактори на бързи неутрони. И тъкмо с това е уникален нашият енергоблок, чието строителство започна на 8 юни в град Северск, Томска област.

Може ли да се смята, че това е технология на бъдещето или тя вече е на настоящето?

- Вече е настояще. Поне с оловно-бисмутен топлоносител в Русия вече имаме опит. С чисто олово това е първия енергиен реактор в света. Що се отнася до екологичната безопасност на затварянето на горивния цикъл в реактора БРЕСТ, тя се постига с помощта на регенерация и повторно производство на свежо гориво.

Казано директно, при бързите реактори се извършва преработка на вече отработеното ядрено гориво.

- За разлика от повечето действащи в света АЕЦ, които използват уран, реакторите от четвърто поколение работят с така нареченото смесено урано-плутониево гориво. Както знаете, плутоният не съществува в природата, той се постига в резултат на облъчване на оксидно ураново гориво в използваните досега реактори. По този начин се получава напълно естествена синергия – онова, което се смята за отпадък при реакторите на топлинни неутрони, е изходна суровинна база за реакторите на бързи неутрони. И като развиваме атомната енергетика, основана на широкото използване на реакторите на бързи неутрони, получаваме безотпадна технология и максимална ефективност при използването на урана. А най-важното е, че въвличаме в горивния цикъл не само уран-235, но и U238. Тоест, атомната енергетика ще бъде осигурена със суровинна база поне за едно хилядолетие.

Как е решен въпросът с безопасността при подобен проект?

- Трябва да си даваме сметка за коя безопасност става дума. Ако говорим за ядрената безопасност, тя се залага в проектното решение. И то е за реактор с естествена безопасност. С други думи, проектът на БРЕСТ-ОД-300 изключва авария, която изисква евакуация на населението.

Ако говорим за физическа безопасност, която изключва несанкционирани прониквания на територията на ядрени обекти, предвидена е защита на много нива. Първо, ние неслучайно сме разположили този обект на територията на затворен административно-териториален окръг – град Снежинск. Второ, допълнителната защитна санитарна зона е обособена съгласно нормативите, приети в Руската федерация и в целия свят.

Каква е продължителността на живота на атомна електроцентрала с реактор на бързи неутрони, тя също ли е 60 години?

- Поначало всички данни и изисквания в проекта са заложени за 60 години. Това е достигнато ниво и никой не възнамерява да го намалява. При която и да е конфигурация на реактора, това е нормата. 

Ще бъдат ли изградени подобни електроцентрали и в други държави?

- Има няколко международни организации, които приемат методически и ръководни документи за реакторите от четвърто поколение. На първо място това е Международният форум „Поколение IV“ (GIF − the Generation-IV International Forum) – организация, в която членуват около 20 страни. В рамките на форума се разглеждат шест технологии, които са перспективни за развитието на световната атомна енергетика. Най-важните са за бързите реактори, които са шест вида - бързи реактори на натрий, на олово, газови, течно-солни, високотемпературни газови и ВВЕР със свръхкритично налягане на водната пара. Ние участваме във всички дискусии със световната общност. Към изводите на „Поколение IV“ се вслушват основните международни организации по атомна енергия и правителствата, които са заявили желанието си да участват в развитието на атомната енергетика. Освен това бързият реактор се разглежда в Международната агенция за атомна енергия (МААЕ), но засега активността не е голяма, тъй като само Русия потвърждава промишленото внедряване на тази технология. Като изключим Китай, на този етап никой не се занимава активно с реакторите на бързи неутрони. Тяхното развитие обаче е единствената възможност да се осигури екологично чиста и въглероднонеутрална енергетика за хилядолетие напред.

 

Разговора води Пламен Симеонов

Facebook logo
Бъдете с нас и във