Оригинальный подход в развитии БН-реакторов демонстрирует НИКИЭТ, разработавший проект реакторной установки БРЕСТ для атомных электростанций высокой безопасности и экономичности для крупномасштабной ядерной энергетики будущего.

БРЕСТ — энергоблок с быстрым реактором со свинцовым теплоносителем и мононитридным уран-плутониевым топливом с двухконтурной схемой отвода тепла к турбине с закритическими параметрами пара. Предлагаются проекты в конфигурациях с электрической мощностью 300 и 1200 МВт.

Достоинства реактора:
- естественная радиационная безопасность при любых возможных авариях по внутренним и внешним причинам, включая диверсии, не требующая эвакуации населения;
— долговременная (практически неограниченная во времени) обеспеченность топливными ресурсами за счет эффективного использования природного урана;
— нераспространение ядерного оружия за счет исключения наработки плутония оружейного качества и пристанционной реализации технологии сухой переработки топлива без разделения урана и плутония;
— экологичность производства энергии и утилизации отходов за счет замыкания топливного цикла с трансмутацией и сжиганием в реакторе актиноидов, трансмутацией долгоживущих продуктов деления, очисткой РАО от актиноидов, выдержкой и захоронением РАО без нарушения природного радиационного равновесия;
— экономическая конкурентоспособность за счет естественной безопасности АЭС и технологий топливного цикла, отказа от сложных инженерных систем безопасности, подпитки реактора только 238U, высоких параметров свинца, обеспечивающих закритические параметры паротурбинного контура и высокий КПД термодинамического цикла, удешевления строительства.


Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения выводит БРЕСТ на качественно новый уровень естественной безопасности и обеспечивает его устойчивость без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжелых авариях, непреодолимых ни одним из существующих и проектируемых реакторов:

- самоход всех органов регулирования
— отключение (заклинивание) всех насосов первого контура
— отключение (заклинивание) всех насосов второго контура
— разгерметизация корпуса ректора
— разрыв трубопроводов второго контура по любому сечению или трубок парогенератора
— наложение различных аварий
— неограниченное по времени расхолаживание при полном отключении питания и др.


Даже предельные аварии диверсионного происхождения с разрушением внешних барьеров (здания реактора, крышки корпуса и др.) не приводят к радиоактивным выбросам, требующим эвакуации населения и длительного отчуждения земли.

В качестве одной из таких аварий (произошедшей вследствие диверсии) рассматривалось разрушение корпуса реактора (крышки) и здания, в результате которой реактор переходит с номинальной мощности в заглушенное состояние с временным повышением температуры теплоносителя в объеме реактора ~1000К, твэлы сохраняют свою целостность и утечка радиоактивности из топлива остается на проектном уровне, выброс радионуклидов из реактора за аварию составит < 1000 Kи (в эквиваленте по 131I). Такой выброс соответствует пятому уровню по международной шкале событий на АЭС, не требующей эвакуации населения. Меры по очистке свинца от висмута и других радионуклидов позволили бы снизить последствия аварии до четвертого или даже до третьего уровня.

В настоящее время выполнены концептуальные проекты реакторов мощностью 300 (рис.1) и 1200 МВт (эл) (рис.2), проведены их конструкторские и расчетные исследования. Проведены эксперименты на U-Pu-Pb критсборках по обоснованию физических характеристик с корректировкой ядерных данных, длительные коррозионные испытания сталей на циркуляционных Pb-петлях, эксперименты по взаимодействию Pb с воздухом и водой высоких параметров, нитридного топлива с Pb и стальной оболочкой и др.

Выполненные экономические оценки и сравнения подтверждают возможность снижения капитальных затрат на АЭС и стоимости производимой электроэнергии по сравнению с АЭС с реактором ВВЭР.

Реализовать проект НИКИЭТ предлагается путём строительства опытно-демонстрационной станции с реакторной установкой БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным топливным циклом на площадке Белоярской АЭС.

Такой комплекс, расположенный рядом с реактором, — очередное преимущество БРЕСТа с точки зрения создания ЗЯТЦ. По мнению сторонников быстрых энергетических реакторов этого типа, характеристики безопасности делают возможным их строительство вблизи крупных населённых пунктов, в том числе в роли атомных станций теплоснабжения.

Рисунок 1. Общий вид реактора БРЕСТ-300



Рисунок 2. Реактор БРЕСТ-1200