В Русия се радват на ново поколение реактор, работещ на

...
В Русия се радват на ново поколение реактор, работещ на
Коментари Харесай

Реакторът БРЕСТ ще конкурира най-ефективното производство на ток

В Русия се радват на ново потомство реактор, работещ на бързи неутрони. Основен негов белег e, че при работата му не се отделя отработено нуклеарно гориво. Става дума за плана " БРЕСТ-ОД-300 ", който даже на Запад похвалиха като софтуерен пробив.

Строителството на подобен дребен енергоблок с мощ 300 мвт. към този момент върви, като проектите са да е подготвен през 2026 година. Той ще употребява олово за топлоносител и ново смесено нитридно уран-плутониево гориво. На неговата площадка за пръв път в международната процедура ще бъде построен „ бърз “ реактор със затворен нуклеарен горивен цикъл. Който ще е освен по-безопасен, само че и стопански по-конкурентен на най-ефективното електропроизводство.



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

- Той е от четвърто потомство, който работи с бързия неутронен набор и при него вместо вода като топлоносител се употребява олово. За реакторите от четвъртото потомство би трябвало оптимално да се употребява силата на неутроните, като по този метод се изключват като топлоносители среди, които гълтам неутрони. Затова се ползват течни метали – натрий, олово и други. В плана на реактора БРЕСТ-ОД-300 ние решаваме всички комплицирани и значими задания на огромното потребление на АЕЦ с реактори на бързи неутрони. И таман с това е неповторим нашият енергоблок, чието строителство стартира на 8 юни в град Северск, Томска област.

Може ли да се счита, че това е технология на бъдещето или тя към този момент е на сегашното?

- Вече е настояще. Поне с оловно-бисмутен топлоносител в Русия към този момент имаме опит. С чисто олово това е първия енергиен реактор в света. Що се отнася до екологичната сигурност на затварянето на горивния цикъл в реактора БРЕСТ, тя се реализира благодарение на регенерация и наново произвеждане на свежо гориво.

Казано непосредствено, при бързите реактори се прави преправка на към този момент отработеното нуклеарно гориво.

- За разлика от множеството настоящи в света АЕЦ, които употребяват уран, реакторите от четвърто потомство работят с по този начин нареченото смесено урано-плутониево гориво. Както знаете, плутоният не съществува в природата, той се реализира вследствие на облъчване на оксидно ураново гориво в употребяваните до момента реактори. По този метод се получава изцяло естествена синергия – това, което се счита за боклук при реакторите на топлинни неутрони, е изходна суровинна база за реакторите на бързи неутрони. И като развиваме атомната енергетика, учредена на необятното потребление на реакторите на бързи неутрони, получаваме безотпадна технология и оптималната успеваемост при потреблението на урана. А най-важното е, че въвличаме в горивния цикъл освен уран-235, само че и U238. Тоест, атомната енергетика ще бъде обезпечена със суровинна база най-малко за едно хилядолетие.

Как е решен въпросът с сигурността при сходен план?

- Трябва да си даваме сметка за коя сигурност става дума. Ако приказваме за нуклеарната сигурност, тя се залага в плановото решение. И то е за реактор с естествена сигурност. С други думи, планът на БРЕСТ-ОД-300 изключва повреда, която изисква евакуация на популацията.

Ако приказваме за физическа сигурност, която изключва несанкционирани прониквания на територията на нуклеарни обекти, планувана е отбрана на доста равнища. Първо, ние неслучайно сме разположили този обект на територията на затворен административно-териториален окръг – град Снежинск. Второ, спомагателната защитна санитарна зона е обособена според нормативите, признати 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 условия в плана са заложени за 60 години. Това е достигнато равнище и никой не има намерение да го понижава. При която и да е настройка на реактора, това е нормата. 

Ще бъдат ли построени сходни електроцентрали и в други страни?

- Има няколко интернационалните организации, които одобряват методически и управителни документи за реакторите от четвърто потомство. На първо място това е Международният конгрес „ Поколение IV “ (GIF − the Generation-IV International Forum) – организация, в която членуват към 20 страни. В рамките на форума се преглеждат шест технологии, които са перспективни за развиването на международната атомна енергетика. Най-важните са за бързите реактори, които са шест типа - бързи реактори на натрий, на олово, газови, течно-солни, високотемпературни газови и ВВЕР със свръхкритично налягане на водната пара. Ние участваме във всички полемики със международната общественост. Към изводите на „ Поколение IV “ се вслушват главните интернационалните организации по атомна сила и държавните управления, които са декларирали желанието си да вземат участие в развиването на атомната енергетика. Освен това бързият реактор се преглежда в Международната организация за атомна сила (МААЕ), само че към този момент интензивността не е огромна, защото единствено Русия удостоверява промишленото внедряване на тази технология. Като изключим Китай, на този стадий никой не се занимава интензивно с реакторите на бързи неутрони. Тяхното развиване обаче е единствената опция да се обезпечи екологично чиста и въглероднонеутрална енергетика за хилядолетие напред.

 

Разговора води Пламен Симеонов
Източник: banker.bg

СПОДЕЛИ СТАТИЯТА


Промоции

КОМЕНТАРИ
НАПИШИ КОМЕНТАР