МОСКВА, 2 фев — РИА Новости. Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" проведет анализ возможных сценариев развития российской атомной энергетики при использовании в ней энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах, следует из материалов на сайте закупок госкорпорации "Росатом".
Зачем нужны "быстрые" реакторы
Энергоблоки с реакторами на быстрых нейтронах, как считается, имеют большие преимущества для развития атомной энергетики. С их помощью можно будет замкнуть ядерно-топливный цикл, в котором за счет расширенного воспроизводства ядерного "горючего" существенно расширится топливная база атомной энергетики, а также появится возможность уменьшить объемы радиоактивных отходов благодаря "выжиганию" опасных радионуклидов.
По мнению специалистов, блоки с "быстрыми" реакторами целесообразно эксплуатировать не сами по себе, а в двухкомпонентной системе – в сочетании с реакторами на тепловых нейтронах, составляющих основу современной мировой атомной энергетики. С помощью "быстрых" реакторов можно будет эффективнее решать проблему накопления отработавшего ядерного топлива "тепловых" реакторов, уменьшая радиотоксичность этого ОЯТ.
Российские проекты
Россия, как отмечают эксперты, занимает первое место в мире в технологиях строительства реакторов на быстрых нейтронах.
В 2015 году в РФ начал выработку электричества четвертый энергоблок Белоярской АЭС с реактором БН-800 (от "быстрый натриевый", электрической мощностью 880 мегаватт) — опытно-промышленным реактором на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, натрием. Блок БН-800 должен стать прототипом более мощных коммерческих энергоблоков БН-1200, решение о целесообразности строительства которых будет приниматься на основе опыта эксплуатации БН-800.
Также в России в Северске (Томская область) реализуется проект "Прорыв", в ходе которого будет построен опытно-демонстрационный энергокомплекс. В его состав войдут реактор на быстрых нейтронах со свинцовым жидкометаллическим теплоносителем БРЕСТ-ОД-300, а также комплекс по производству смешанного нитридного уран-плутониевого (СНУП) топлива для этого реактора и комплекс по переработке отработавшего топлива.
"Курчатовский институт" должен будет проанализировать возможные сценарии развития двухкомпонентной системы атомной энергетики РФ для выявления ключевых факторов определяющих ее устойчивое долговременное развитие.
Кроме того, специалисты "Курчатовского института" должны разработать требования верхнего уровня к технико-экономическим характеристикам "быстрых" атомных энергоблоков в двухкомпонентной системе российской атомной энергетики.
Наконец, "Курчатовский институт" представит предложения для формирования программы научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ по увеличению длительности топливной кампании реактора БН-800 с учетом его возможностей по отработке ключевых технических решений для "быстрых" реакторов, работающих в замкнутом топливном цикле.
