Просмотр кода страницы БРЕСТ

{{coord|display=title|56.6585853|84.950366}}
{{Значения|Брест (значения)}}
'''БРЕСТ (Быстрый Реактор Естественной безопасности со Свинцовым Теплоносителем)''' — [[Атомная энергетика России|российский]] проект [[Реактор на быстрых нейтронах|реакторов на быстрых нейтронах]] со свинцовым теплоносителем, двухконтурной схемой отвода тепла к турбине и использованием [[Перегретый пар|перегретого пара]]<ref name="Бе">{{cite web
 |author      = проф.И.Н.Бекман
 |url         = http://profbeckman.narod.ru/NIL14.pdf
 |title       = Ядерная индустрия
 |work        = Курс лекций
 |publisher   = 
 |accessdate  = 2010-07-22
 |lang        = ru
 |archiveurl  = https://www.webcitation.org/67NSLpL34?url=http://profbeckman.narod.ru/NIL14.pdf
 |archivedate = 2012-05-03
}}</ref>.
Проект реализуется в виде строительства демонстрационного комплекса, состоящего из заводов [[Переработка отработавшего ядерного топлива|переработки ОЯТ]] и фабрикации [[Ядерное топливо|топлива]] в замкнутом топливном цикле, и экспериментального [[Ядерный реактор|реактора]] БРЕСТ-ОД-300<ref name="pror">{{Cite web |url=http://proryv2020.ru/smi/rossiya-stroit-unikalnyy-yenergokomplexs/ |title=Россия строит уникальный энергокомплекс с атомным реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем |access-date=2019-07-11 |archive-date=2019-07-11 |archive-url=https://web.archive.org/web/20190711171225/http://proryv2020.ru/smi/rossiya-stroit-unikalnyy-yenergokomplexs/ |deadlink=no }}</ref>.

== Концепция ==

=== Замкнутый цикл ===
[[Файл:FuelCloseCycle.jpg|thumb|Схема закрытого топливного цикла атомной энергетики]]
Суть понятия [[Ядерный топливный цикл#Закрытый топливный цикл|замкнутого цикла]] использования ядерного топлива заключается в конвертации изотопа [[уран-238]], не способного к [[Цепная ядерная реакция|цепной ядерной реакции]], в изотоп [[плутоний-239]], пригодный к цепной ядерной реакции. Делается это путём облучения урана-238 [[нейтрон]]ами в ядерном реакторе по схеме:
: <math>{^{238}_{92}\textrm{U}} + {^{1}_{0}\textrm{n}}\rightarrow {^{239}_{92}\textrm{U}} \xrightarrow[\mbox{23,5 min}]{\beta^-} {^{239}_{93}\textrm{Np}} \xrightarrow[\mbox{2,3 days}]{\beta^-} {^{239}_{94}\textrm{Pu}}</math>
Часть наработанного плутония может расходоваться в той же топливной кампании в какой он был наработан. Часть остаётся в [[Отработавшее ядерное топливо|отработавшем ядерном топливе]] и может быть выделена из него химически для использования в свежем ядерном топливе.

При делении ядра [[уран-235|урана-235]] тепловым нейтроном образуется в среднем 2,45 нейтрона. Один нейтрон требуется потратить на деление следующего ядра, при этом в 15 % случаев уран-235, захватывая нейтрон, не делится, а превращается в паразитный уран-236. Таким образом, в среднем 1,15 нейтрона тратится на одно деление, остальные 1,3 могут быть захвачены ураном-238 с образованием плутония-239. Но тепловые нейтроны также активно захватываются ядрами других элементов, присутствующих в активной зоне: осколками деления (например, [[ксенон-135]]), замедлителем, теплоносителем, [[Управление ядерным реактором#Система управления|стержнями управления и защиты]], часть нейтронов просто [[Диффузия нейтронов|утекает]] из активной зоны. Поэтому в реакторах с преимущественно [[реактор на тепловых нейтронах|тепловым спектром нейтронов]] коэффициент воспроизводства всегда меньше единицы (0,5-0,7). Тем не менее конвертация урана-238 вносит определённый вклад в общее энерговыделение реакторов с тепловым спектром нейтронов. В реакторах с [[быстрые нейтроны|быстрым спектром нейтронов]] поглощение нейтронов другими веществами гораздо меньше, нейтронов при делении урана-235 образуется больше (каждые 0,1 МЭв даёт в среднем +0,01 нейтрон на деление), а вероятность захвата без деления для урана-235, наоборот, снижается. Кроме того, в быстром спектре увеличивается вклад в энергопотребление непосредственного деления U-238 (до 10 % в БН, по сравнению с 2-4 % в тепловых реакторах). Поэтому коэффициент воспроизводства может оказаться больше расхода первичного делящегося изотопа (в идеале, КВ может достигать 1,5 — если никаких потерь нет вообще, а все нейтроны делят уран-235 или поглощаются ураном-238. На реально существующих реакторах КВ достигает 1,2). При очередной перезагрузке топлива извлечённый ОЯТ может содержать больше делящегося вещества, поддерживающего цепную реакцию, чем было загружено изначально. Его можно выделить химически и использовать для загрузки свежим топливом широко распространённых реакторов на тепловых нейтронах вместо дефицитного урана-235.

Выгодной эта операция становится в связи с тем, что в природе встречается лишь один редкий изотоп, поддерживающий цепную реакцию — уран-235. Его природные запасы в пригодных для экономически эффективной добычи месторождениях невелики. Зато в природе многократно больше двух других изотопов ([[торий-232|тория-232]] и урана-238), которые цепную реакцию не поддерживают, но из которых облучением нейтронами можно получать другие изотопы ([[уран-233]] и плутоний-239), уже поддерживающие цепную реакцию. Дополнительную выгоду приносит резкое уменьшение требований к хранению ядерных отходов, образующихся от отработанного ядерного топлива.

Технические трудности и экономические затраты создания полномасштабной энергетики на быстрых нейтронах привели к отставанию их развития от реакторов с тепловым спектром нейтронов.<ref>{{книга
|автор =Бартоломей Г.Г., Байбаков В.Д., Алхутов М.С., Бать Г.А.
|заглавие = Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов
|место = {{М}}
|издательство = Энергоатомиздат
|год = 1982
|страниц = 512
|ref = Бартоломей и др.
}}</ref><ref>{{книга
|автор =И.Камерон
|заглавие =Ядерные реакторы
|место = {{М}}
|издательство =Энергоатомиздат
|год =1987
|страниц =320
|ref = Камерон
}}</ref><ref>{{книга
|автор =I.R.Cameron, [[Университет Нью-Брансуика|University of New Brunswick]]
|часть =
|заглавие =Nuclear fission reactors
|оригинал =
|ссылка =
|место =Canada, New Brunswick
|издательство =Plenum Press
|год =1982
|страницы =
|isbn =}}</ref><ref>{{книга
|автор =Климов А.Н.
|заглавие = Ядерная физика и ядерные реакторы
|место = {{М}}
|издательство = Энергоатомиздат
|год = 1985
|страниц = 352
|ref = Климов
}}</ref> Кроме того доступность урана-235 ещё не достигла критических для отрасли величин.

В проекте БРЕСТ его разработчиками планируется создание демонстрационного топливного цикла, который должен продемонстрировать работоспособность, выявить проблемы масштабирования и обосновать экономику замкнутого цикла ядерного топлива.<ref>{{cite web
 |author      = Орлов В.В.,Лопаткин А.В., Глазов А.Г. (НИКИЭТ им. Н.А.Доллежаля),Волк В.И.,Полуэктов П.П.(ВНИИНМ им. А.А.Бочвара),Леонтьев В.Ф.(ГСПИ),Каримов Р.С.(СвердНИИхиммаш)
 |url         = http://www.nikiet.ru/rus/publications/icone-11/ICONE11-36405osn_Rus.pdf
 |title       = Топливный цикл реакторов БРЕСТ. Решение проблем РАО и нераспространения
 |work        =
 |publisher   = [[НИКИЭТ имени Н. А. Доллежаля|НИКИЭТ им.Н.А.Доллежаля]]
 |accessdate  = 2010-07-24
 |lang        = ru
 |deadlink    =yes
 |archiveurl  = https://web.archive.org/web/20061010235650/http://www.nikiet.ru/rus/publications/icone-11/ICONE11-36405osn_Rus.pdf
 |archivedate = 2006-10-10
 }}</ref><ref>{{cite web
 |author      = Борис Габараев, Александр Филин
 |url         = http://www.nikiet.ru/rus/publications/icone-11/ICONE11-36410_Rus.pdf
 |title       = Рарзработка АЭС с РУ БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным топливным циклом для площадки Белоярской АЭС. Реализация инициативы президента РФ В.В,Путина
 |work        =
 |publisher   = [[НИКИЭТ имени Н. А. Доллежаля|НИКИЭТ им.Н.А.Доллежаля]]
 |accessdate  = 2010-07-24
 |lang        = ru
 |deadlink    =yes
 |archiveurl  = https://web.archive.org/web/20050116011809/http://www.nikiet.ru/rus/publications/icone-11/ICONE11-36410_Rus.pdf
 |archivedate = 2005-01-16
 }}</ref>

В 2010 году [[Правительство Российской Федерации|правительство РФ]] утвердило федеральную целевую программу «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010—2015 гг. и на перспективу до 2020 г.», в которой был провозглашён курс на создание замкнутого топливного цикла и осуществления проекта коммерческого реактора на быстрых нейтронах<ref>{{cite web| author     =| url     =http://www.rosatom.ru/ru/about/press_centre/news_main/printable.php?print=1&id4=16157| title     =Утверждена ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения до 2020г.» с объемом финансирования 128 млрд руб.| work     =Пресс-центр атомной энергетики и промышленности РФ| publisher     =[[Росатом (государственная корпорация)|Росатом]]| accessdate     =2010-07-22| lang     =ru| deadlink     =yes| archive-date     =2020-07-15| archive-url     =https://web.archive.org/web/20200715181823/https://rosatom.ru/ru/about/press_centre/news_main/printable.php?print=1&id4=16157}}</ref><ref>{{cite web
 |author      = 
 |url         = http://www.atomic-energy.ru/node/5212
 |title       = Правительство РФ утвердило концепцию ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения»
 |work        = 
 |publisher   = Атомный портал ATOMIC-ENERGY.RU
 |accessdate  = 2010-07-22
 |lang        = ru
 |archiveurl  = https://www.webcitation.org/67NSMpiMr?url=http://www.atomic-energy.ru/news/2009/07/31/5212
 |archivedate = 2012-05-03
}}</ref>. В связи с этим в программе предусмотрена разработка проектов реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым, натриевым и свинцово-висмутовым теплоносителем<ref>{{cite web
 |author      = 
 |url         = http://www.atomic-energy.ru/node/9368
 |title       = Федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010–2015 годов и на перспективу до 2020 года»
 |work        = 
 |publisher   = Атомный портал ATOMIC-ENERGY.RU
 |accessdate  = 2010-07-22
 |lang        = ru
 |archiveurl  = https://www.webcitation.org/67NSOCEgP?url=http://www.atomic-energy.ru/documents/9368
 |archivedate = 2012-05-03
}}</ref>, что является одной из причин осуществления проекта БРЕСТ. Кроме него, в программе участвуют и другие инновационные проекты: серия реакторов с натриевым теплоносителем типа [[БН-800]] и проект реакторов со свинцово-висмутовым теплоносителем [[СВБР]].<ref>{{cite web
 |author      = 
 |url         = http://www.polit.ru/economy/2010/03/02/budylov.html
 |title       = Реакторы на быстрых нейтронах имеют существенное преимущество перед тепловыми реакторами в плане экономии топлива
 |work        = 
 |publisher   = [[Полит.ру]]
 |accessdate  = 2010-07-22
 |lang        = ru
 |archiveurl  = https://www.webcitation.org/67NSPKIom?url=http://www.polit.ru/news/2010/03/02/budylov/
 |archivedate = 2012-05-03
}}</ref>

=== «Естественная безопасность» ===
Отличительной особенностью проекта является концепция «Естественной безопасности» — термина, введённого в широкий обиход в научно-технических кругах В. В. Орловым и [[Адамов, Евгений Олегович|Е. О. Адамовым]], разработчиками и популяризаторами проекта БРЕСТ. Под этим понятием подразумевается [[ядерная безопасность|ядерная]] и [[радиационная безопасность]] за счёт последовательного отказа от любых технических решений, потенциально опасных проектными и запроектными авариями, и организации безопасности за счёт использования природных законов и свойств используемых материалов, что позволит достичь убедительно прогнозируемой безопасности. Другими словами, в проекте БРЕСТ предполагается, что сам реактор и его топливо будут настолько безопасными, что не потребуют большого количества громоздких технических средств, систем и автоматики для обеспечения безопасности, что повлечёт упрощение устройства и удешевление АЭС<ref name="Бе" /><ref name="НГ" /><ref>{{cite web
 |author      = А.Сила-Новицкий([[НИКИЭТ]])
 |url         = http://www.atominfo.ru/news/air1917.htm
 |title       = Быстрые реакторы для крупномасштабной ядерной энергетики
 |work        = 
 |publisher   = Агентство атомных новостей AtomInfo.ru
 |accessdate  = 2010-07-23
 |lang        = ru
 |archiveurl  = https://web.archive.org/web/20080613153153/http://www.atominfo.ru/news/air1917.htm
 |archivedate = 2008-06-13
 |deadlink    = no
}}</ref>.

Вышеуказанное понятие не является нововведением для ядерной энергетики и широко используется уже несколько десятилетий, имея в нормативной технической документации название «внутренняя самозащищённость»<ref>{{Cite web |url=http://ru.wikisource.org/wiki/%D0%9E%D0%9F%D0%91-88/97_%28%D0%9F%D0%9D%D0%90%D0%AD_%D0%93-01-011-97%29 |title=Общие положения обеспечения безопасности атомных станций — (ОПБ-88/97)(ПНАЭ Г-01-011-97) |access-date=2022-06-04 |archive-date=2022-04-10 |archive-url=https://web.archive.org/web/20220410005857/https://ru.wikisource.org/wiki/%D0%9E%D0%9F%D0%91-88/97_(%D0%9F%D0%9D%D0%90%D0%AD_%D0%93-01-011-97) |deadlink=no }}</ref>. На свойстве внутренней самозащищённости в немалой степени основана безопасность практически всех современных реакторов, наиболее показательным его примером могут служить их отрицательные температурные, мощностные и другие [[эффект реактивности|эффекты реактивности]] — обратные нейтронно-физические связи реакторов, на которых основана [[Управление ядерным реактором#Устойчивость работы реактора|устойчивость реакторов]].

Таким образом, концепцию «естественной безопасности» нужно рассматривать не в качестве оригинальной идеи, а в развитии устойчивого направления в конструировании ядерных реакторов, возможно качественного прорыва в этом направлении, по крайней мере, по утверждениям его создателей.

== Особенности конструкции ==
Реактор является установкой бассейнового типа, в шахту из теплоизоляционного бетона (изнутри покрытого металлическим лайнером) залит [[свинец]] ([[Теплоноситель ядерного реактора|теплоноситель]]), в который опущены [[активная зона]], [[парогенератор]], [[насос]]ы и другие системы. Циркуляция свинца в контуре осуществляется за счёт создаваемой насосами разности его горячего и холодного уровней.

К особенностям реактора следует также отнести конструкцию [[Тепловыделяющий элемент|твэлов]]. Если традиционно выравнивание тепловыделения по радиусу реактора достигается за счёт изменения [[Обогащение урана|обогащения урана]] в твэлах, то в реакторе с полным воспроизводством [[Плутоний|плутония]] в активной зоне выгодно применять твэлы различного диаметра (9,1[[Миллиметр|мм]], 9,6 мм, 10,4мм). В качестве [[ядерное топливо|топлива]] используется мононитридная композиция уран-плутония и [[Минорные актиноиды|минорных актиноидов]]. Реактор способен за одну кампанию «сжигать» до 80 [[Килограмм|кг]] как «собственных» актиноидов, так и полученных из облучённого ядерного топлива других [[АЭС]].

Другой особенностью проекта является примыкание комплекса по переработке облучённого топлива непосредственно к реактору. Это даёт возможность передавать топливо на переработку, исключая дорогостоящую и небезопасную дальнюю его транспортировку<ref name="Бе" />.

=== Осуществление естественной безопасности ===
Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения по утверждениям разработчиков выводит БРЕСТ на качественно новый уровень безопасности и обеспечивает его [[Управление ядерным реактором#Устойчивость работы реактора|устойчивость]] (ядерную безопасность) без срабатывания [[активные системы безопасности реактора|активных]] средств [[Аварийная защита ядерного реактора|аварийной защиты]] в крайне тяжёлых авариях. Это планируется осуществить за счёт<ref>{{Cite web|lang=ru|url=https://www.atomic-energy.ru/technology/36000|title=БРЕСТ: быстрый реактор со свинцовым теплоносителем и пристанционным топливным циклом|website=Атомная энергия 2.0|date=2012-09-14|access-date=2022-04-22|archive-date=2022-03-05|archive-url=https://web.archive.org/web/20220305101740/https://www.atomic-energy.ru/technology/36000|deadlink=no}}</ref>:
* использования кипящего при высокой температуре (примерно 2024 [[Кельвин|К]]), радиационно-стойкого и слабо-активируемого [[свинец|свинцового]] [[Теплоноситель ядерного реактора|теплоносителя]], химически пассивного при контакте с [[вода|водой]] и [[воздух]]ом, что должно позволить осуществить теплоотвод при низком давлении и исключить пожары, химические и тепловые взрывы при разгерметизации контура, течах парогенератора и перегревах теплоносителя;
* использования плотного (теоретическая [[плотность]] (без пористости) — 14,3 г/см³) мононитридного [[ядерное топливо|топлива]], работающего при относительно низких температурах (максимальная температура менее 1150К при [[Температура плавления|температуре плавления]] 3100К), что должно обеспечивать малые величины радиационного распухания (примерно 1 % на 1 % выгорания топлива) и выхода газовых [[Деление ядра#Продукты деления|продуктов деления]] (менее 10 % от образовавшихся), тем самым должно исключаться контактное воздействие топлива на оболочку [[Тепловыделяющий элемент|твэлов]], которая нагружается лишь к концу [[кампания ядерного реактора|кампании]] избыточным газовым давлением менее 2 [[Паскаль (единица измерения)|МПа]];
* использованием бесчехловых [[Тепловыделяющая сборка|ТВС]] с широкой решёткой твэлов в [[Активная зона|активной зоне]] умеренной энергонапряжённости (максимальная примерно 200 [[Ватт|МВт]]/м<sup>3</sup>), что должно исключать потерю теплоотвода при локальном перекрытии проходного сечения в ТВС и обеспечивать высокий уровень естественной циркуляции теплоносителя (в последнем варианте проекта БРЕСТ рассматривается использование в активной зоне чехловых шестигранных ТВС, которые не обеспечивают теплоотвод при перекрытии проходного сечения, например, окислами свинца);
* выбора конструкции активной зоны со свинцовым [[Отражатель нейтронов|отражателем]], состав и геометрия которых должны обеспечивать полное воспроизводство топлива ([[коэффициент воспроизводства]] около 1), небольшие по величине и отрицательные мощностной, температурный и пустотный [[эффекты реактивности]] (коэффициент реактивности по изменению плотности свинца в активной зоне положителен, а остальные коэффициенты — отрицательны), которые должны позволять иметь небольшой суммарный [[Управление ядерным реактором#Снижение реактивности|запас реактивности]] для исключения неконтролируемого разгона реактора на [[мгновенные нейтроны|мгновенных нейтронах]] при непредусмотренном выводе из активной зоны органов регулирования;
* использования устройств пассивной обратной связи реактивности с расходом теплоносителя через активную зону (УПОС) в виде каналов, связанных с первым контуром и заполненных свинцом до определённого уровня, зависящего от расхода теплоносителя через активную зону и влияющего на утечку нейтронов и реактивность;
* использования пассивной системы внешнего воздушного аварийного охлаждения реактора через корпус (в последнем варианте проекта БРЕСТ для аварийного охлаждения предусмотрена система, состоящая из воздушных теплообменников типа «труба Фильда», погружённых в теплоноситель первого контура в периферийные полости реактора);
* конструкции контура охлаждения с наличием разных уровней в опускной и подъёмной ветвях, что обеспечивает плавный переход к естественной циркуляции при нарушении принудительной<ref name="Бе" /> (при этом выбег расхода через активную зону за счёт выравнивания уровней при быстром отключении циркуляционных насосов составляет 20-30 секунд).

== Критика ==
Споры вокруг проекта БРЕСТ развернулись после выступления [[Путин, Владимир Владимирович|Владимира Путина]] на «[[Саммит тысячелетия|Саммите тысячелетия]]» [[ООН]] (2000 г.)<ref>{{статья|автор=|заглавие=Выступление Президента Российской Федерации В.В.Путина на Саммите тысячелетия Организации Объединенных Наций|ссылка=|издание=Международное право = International Law|тип=|место=|язык=ru|год=2000|выпуск=3}}</ref>, в котором президент РФ выдвинул инициативу по энергетическому обеспечению [[Устойчивое развитие|устойчивого развития]] человечества, кардинальному решению проблем [[Договор о нераспространении ядерного оружия|нераспространения ядерного оружия]] и [[Экология|экологическому]] оздоровлению планеты Земля. Выступление Путина не содержало технических деталей, однако в нём была обозначена идея «кардинального повышения эффективности нераспространения ядерного оружия путём исключения из использования в мирной ядерной энергетике обогащённого урана и чистого плутония», по мнению экспертов, в немалой степени базирующейся на создании замкнутого ядерного цикла на основе проекта БРЕСТ.

Вскоре после этого в журнале «[[Ядерный контроль]]» вышла статья специалиста в области ядерной физики, академика РАН, вице-президента Курчатовского института [[Пономарёв-Степной, Николай Николаевич|Николая Пономарёва-Степного]]<ref>{{статья|автор=[[Пономарёв-Степной, Николай Николаевич|Н.Н.Пономарёв-Степной]]|заглавие=О возможностях и путях осуществления инициативы президента Российской Федерации|ссылка=http://www.seu.ru/programs/atomsafe/B11-12_01/N11-12_01.pdf|издание=[[Ядерный контроль]]|тип=|место=|язык=ru|год=2001|выпуск=2(56)}}</ref>, в которой обозначенные президентом цели назывались «не вызывающими сомнений своей необходимостью», однако под сомнение была поставлена возможность их осуществления в ближайшем будущем, а также был подвергнут критике официальный курс на осуществление этих целей с помощью проекта БРЕСТ. В статье констатировалось, что проект реактора БРЕСТ «находится в начальной стадии разработки», а «технология свинцового жидкометаллического теплоносителя на сегодняшний день не отработана». Кроме того, были высказаны сомнения относительно принципиальной возможности решить с помощью реакторов БРЕСТ проблемы крупномасштабной [[ядерная энергетика|ядерной энергетики]], такие, как неограниченное обеспечение топливом, кардинальное решение проблемы нераспространения, естественная безопасность, сжигание радиоактивных элементов и окончательное решение проблемы [[Радиоактивные отходы|радиоактивных отходов]]. Такого рода утверждения были названы Пономарёвым-Степным:
{{цитата|не только не доказанными научными и техническими работами, но и спорными по ряду основных положений.}}
Кроме неотработанности технологии, были обозначены «узкие» технические вопросы:
* в большом объёме интегральной схемы «БРЕСТ» не обеспечивается равномерность поддержания кислородного потенциала в узком разрешённом диапазоне (если он будет подтвержден). Чтобы обеспечить работоспособность тепловыделяющих элементов, необходимо найти оптимальное для заданного уровня и диапазона изменения температур содержание кислорода в теплоносителе и стабильно поддерживать его на этом уровне в течение всего срока эксплуатации реакторной установки;
* не обоснована работоспособность конструкционных материалов в свинце при принятой температуре и при высоком облучении нейтронами (расплавленный свинец вызывает сильную коррозию конструкционных материалов);
* не изучено влияние облучения в реальных реакторных условиях на поведение в свинце тепловыделяющих элементов и топливной композиции;
* сама по себе проблема смешанного нитридного топлива требует значительных усилий и времени для её разрешения;
* технические решения по [[Переработка отработанного ядерного топлива|переработке топлива]] находятся на начальной стадии разработки.

Вследствие наличия этих вопросов:
{{начало цитаты}}
По состоянию обоснования технических решений проект «Брест» — быстрый реактор со свинцовым теплоносителем — не подготовлен для стадии технического проектирования и не может быть выделен в настоящее время как единственный вариант долгосрочной стратегии развития ядерной энергетики России.
{{конец цитаты}}
В ответной статье научного руководителя перспективных разработок «НИКИЭТ имени Н. А. Доллежаля» В. В. Орлова<ref>{{cite web
 |author      = Орлов В. В. 
 |url         = http://www.nikiet.ru/rus/publications/orlov-strategy.html
 |title       = Инициатива Президента Российской Федерации и долговременная стратегия Минатома России.
 |work        = По поводу статьи Н. Пономарева-Степного в журнале "Ядерный контроль", № 2, 2001 г.
 |publisher   = [[НИКИЭТ]]
 |accessdate  = 2010-07-24
 |lang        = ru
 |deadlink    =yes
 |archiveurl  = https://web.archive.org/web/20030918132726/http://www.nikiet.ru/rus/publications/orlov-strategy.html
 |archivedate = 2003-09-18
 }}</ref>, опубликованной в том же 2001 году на сайте НИКИЭТ, практически не содержится ответных доводов в технической части, напротив, подтверждаются слова академика Пономарёва-Степного о начальности стадии разработки проекта, неотработанности и неисследованности многих важных вопросов, однако содержатся нападки на личность критика: «статья Н. Пономарева-Степного не содержит каких-либо новых возражений против Стратегии или идей по её корректировке, которые не были бы обсуждены в ходе её выработки и принятия. Статья высокомерно игнорирует данные тогда ответы и разъяснения и предлагаемую ею полемику в стиле „спора глухих“ трудно отнести к жанру научной дискуссии с целью приближения к истине.»
А также прямые обвинения во лжи: «Критическая часть статьи, каждая её фраза содержит смесь неправды и полуправды, искаженно толкуя Инициативу Президента и Стратегию, предложения по ИНПРО.»

Также проект БРЕСТ подверг критике директор — генеральный конструктор «[[ОКБМ им. И. И. Африкантова]]» В. И. Костин в опубликованной в 2007 году статье журнала «Атомная стратегия»<ref>{{статья|автор=В.И.Костин|заглавие=Нелёгкий выбор. О задачах развития широкомасштабной гражданской атомной энергетики и проблеме выбора реакторных технологий для её реализации |ссылка=http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=911|издание=Атомная стратегия|тип=|место=|язык=ru|год=2007|выпуск=29}}</ref>, в которой были обозначены нерешённые технические проблемы:
<blockquote>
* поддержание концентрации кислорода, необходимой для ограничения [[Коррозионная активность|коррозионного воздействия]] теплоносителя на конструкционные материалы (~ 10<sup>—6</sup> масс. %) с обеспечением соответствующего контроля в теплоносителе, равномерно во всех местах его нахождения (это особенно актуально для интегральной монокорпусной компоновки, содержащей застойные зоны);
* [[Радиологическая биология|радиологическая опасность]] РУ с «тяжёлым» теплоносителем, поскольку эти теплоносители не задерживают продукты деления — [[цезий]] и [[иод|йод]], которые переходят в газовый контур, откуда они могут выйти за пределы первого контура. Кроме того, при облучении свинцово-висмутового теплоносителя дополнительно образуется большое количество [[Радиоактивный распад|радиоактивного]] [[Полоний|полония]] (этот процесс характерен и для свинцового теплоносителя)<ref>В случае свинцового теплоносителя этот процесс на 4—5 порядков менее интенсивен, см [http://www.atominfo.ru/news/air5041.htm Виктор Леонов: давайте использовать уран эффективно] {{Wayback|url=http://www.atominfo.ru/news/air5041.htm |date=20131019011440 }} — «Радиоактивный полоний образуется при облучении висмута, которого в реакторе очень много. Активность свинцово-висмутового теплоносителя возрастает по сравнению со свинцовым примерно в 20 тысяч раз.»</ref>. К этому следует добавить проблему накопления [[Тритий|трития]] во втором (пароводяном) контуре этих [[Реакторная установка|реакторных установок]];
* большие энергетические и временные затраты для расплавления и поддержания теплоносителя в жидком состоянии (на разогрев реактора в РУ БРЕСТ-ОД-300 по проекту потребуется 7 месяцев);
* [[токсичность]] «тяжёлых» теплоносителей и образование долгоживущих [[изотоп]]ов [[Альфа-распад|альфа-активного]] свинца, альфа- и [[Бета-распад|бета-активного]] висмута с [[Период полураспада|периодом полураспада]] более 10<sup>6</sup> лет, что усугубляет проблему их утилизации после прекращения эксплуатации реактора.
</blockquote>
Также в этой статье высказываются сомнения вообще относительно возможности создания надёжных реакторных установок с «тяжёлым теплоносителем» с длительным сроком эксплуатации, ставится вопрос об экономической целесообразности создания таких установок, а также высказывается мнение, что: {{цитата|РУ с «тяжёлыми» теплоносителями не имеют новых качеств и в отношении возможности утилизации долгоживущих актинидов по сравнению с быстрыми реакторами, охлаждаемыми натрием.}}
Общий вывод, который в своей статье делает Костин:
{{начало цитаты}}
Таким образом, предлагаемые ядерные технологии на основе свинцово-висмутовых или свинцовых быстрых реакторов по комплексу определяющих характеристик не имеют преимуществ по сравнению с освоенными ядерными технологиями тепловых легководных и быстрых натриевых реакторных установок. Поэтому использование «тяжелого» теплоносителя в реакторных установках для широкомасштабной гражданской атомной энергетики представляется совершенно нецелесообразным. Развертывание работ по созданию таких технологий приведёт к большим затратам при отсутствии положительного результата в конечном итоге.
{{конец цитаты}}

== БРЕСТ-ОД-300 ==
{{Ядерный реактор
|Название реактора           = БРЕСТ-ОД-300
|Другое название             = <!-- Название реактора на другом языке или альтернативное название -->
|Тип реактора                = [[Реактор на быстрых нейтронах|На быстрых нейтронах]]
|Назначение реактора         = [[Электроэнергетика]]
|Топливо                     = [[СНУП-топливо]]
|Теплоноситель               = [[Свинец]]
|Тепловая мощность           = 700 МВт
|Электрическая мощность      = 300 МВт
|Новизна проекта             = Отработка технологий реакторной установки со свинцовым теплоносителем
|Даты строительства          = 2020-2029
|Местонахождение             = г. [[Северск]], Томская область
|Пуск                        = 2029 г. (планируется)
|Всего построено             = 0
|Сайт                        = 
}}

Проект разрабатывался с 1999 года<ref>{{Статья |ссылка=http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t113-1_2012/go,58/ |автор=Драгунов Ю. Г., Лемехов В. В., Смирнов В. С., Чернецов Н. Г. |заглавие=Технические решения и этапы разработки реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 |год=2012 |издание=Атомная энергия |месяц=06 |том=113 |номер=1 |issn=0004-7163 |archivedate=2021-09-01 |archiveurl=https://web.archive.org/web/20210901150451/http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t113-1_2012/go,58/ }}</ref>, на основе концепции ядерной энергетики естественной безопасности, работы над которой велись с конца 80-х годов в рамках специального конкурса, объявленного [[ГКНТ СССР]]<ref name="НИКИЭТ">{{cite web
 |author      =
 |url         = http://www.rosatom.ru/ru/about/press_centre/interviews/index.php?id4=18061
 |title       = НИКИЭТ исторически выступает первопроходцем
 |work        = Интервью Ю.Драгунова от 12.04.10
 |publisher   = [[Росатом (государственная корпорация)|Росатом]]
 |accessdate  = 2010-07-22
 |lang        = ru
 |deadlink    =yes
 |archiveurl  = https://web.archive.org/web/20100414003457/http://www.rosatom.ru/ru/about/press_centre/interviews/index.php?id4=18061
 |archivedate = 2010-04-14
 }}</ref>.
Главный конструктор реакторной установки — [[НИКИЭТ имени Н. А. Доллежаля]].<ref name="НГ">{{статья|автор=А.Ваганов|заглавие=Стратегически важный реактор|ссылка=http://www.ng.ru/science/2002-06-11/15_reactor.html|издание=[[Независимая газета]]|тип=газета|место=|язык=ru|год=2002|выпуск=19(3103)}}</ref>

Первоначально проектировалась установка БРЕСТ, обеспечивавшая в составе [[энергоблок]]а [[Электрическая мощность|электрическую мощность]] 300 [[Ватт|МВт]], позже возник и проект с мощностью энергоблока 1200 МВт, однако на данный момент разработчики сосредоточили свои усилия на менее мощном '''БРЕСТ-ОД-300''' («опытный демонстрационный»<ref>{{Cite web |url=http://www.atominfo.ru/news/air5041.htm |title=Виктор Леонов: давайте использовать уран эффективно |access-date=2013-07-17 |archive-date=2013-10-19 |archive-url=https://web.archive.org/web/20131019011440/http://atominfo.ru/news/air5041.htm |deadlink=no }}</ref>), в связи с отработкой большого количества новых в этой области конструктивных решений и планами опробования их на относительно небольшом и менее дорогом в реализации проекте<ref name="НИКИЭТ" />. Кроме того, выбранная мощность 300 МВт (эл.) и 700 МВт (тепл.) является минимально необходимой для получения [[Коэффициент размножения нейтронов|коэффициента воспроизводства топлива]] в активной зоне, равного единице.

Представители [[Росатом]]а рассматривают БРЕСТ как составную часть проекта [http://proryv2020.ru «Прорыв»], «консолидирующего проекты по разработке реакторов большой мощности на быстрых нейтронах, технологий замкнутого ядерного топливного цикла, а также новых видов топлива и материалов и ориентированный на достижение нового качества ядерной энергетики»<ref>[http://niirosatom.ru/wps/wcm/connect/nii/mainsite/about/proriv/ Описание проекта «Прорыв»] на сайте входящего в состав Росатома АО «Наука и инновации» / {{webarchive|url=https://web.archive.org/web/20160307035628/http://niirosatom.ru/wps/wcm/connect/nii/mainsite/about/proriv/ |date=2016-03-07 }}</ref>.

В конце 2018 года получено заключение Главгосэкспертизы на откорректированный проект реактора «БРЕСТ-ОД-300», утверждена проектная документация.
В июле 2019 эксперты РАН подтвердили безопасность проекта и ожидалось получение лицензии [[Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору|Ростехнадзора]] на строительство. Начало строительства собственно реактора было намечено на 2019 год.<ref>{{Cite web|url=http://atomsib.ru/novosti/7218-eksperty-ran-podtverdili-sootvetstvie-proekta-reaktornoj-ustanovki-brest-od-300-sovremennomu-urovnyu-nauki-i-tekhniki|title=Эксперты РАН подтвердили соответствие проекта реакторной установки «БРЕСТ-ОД-300» современному уровню науки и техники|author=|website=atomsib.ru|date=2019-07-09|publisher=|access-date=2019-07-10|archive-date=2019-07-10|archive-url=https://web.archive.org/web/20190710115448/http://atomsib.ru/novosti/7218-eksperty-ran-podtverdili-sootvetstvie-proekta-reaktornoj-ustanovki-brest-od-300-sovremennomu-urovnyu-nauki-i-tekhniki|deadlink=no}}</ref>

К началу 2019 года на территории [[Сибирский химический комбинат|Сибирского химического комбината]] (АО «СХК»)<!--, входит в Топливную компанию госкорпорации «Росатом» «[[ТВЭЛ (компания)|ТВЭЛ]]»)--> ведется строительство вспомогательных объектов, в частности пристанционных заводов фабрикации топлива и переработки ОЯТ для демонстрации замыкания топливного цикла.
5 декабря 2019 «СХК» и АО «Концерн Титан-2» заключили договор на выполнение строительно-монтажных работ по проекту строительства энергоблока с реактором<!-- на быстрых нейтронах «БРЕСТ-ОД-300»--><ref>[https://www.rosatom.ru/journalist/news/podpisan-dogovor-na-stroitelstvo-energobloka-s-reaktorom-brest-od-300-v-ramkakh-proekta-proryv/ Подписан договор на строительство энергоблока с реактором «БРЕСТ-ОД-300» в рамках проекта «Прорыв»] {{Wayback|url=https://www.rosatom.ru/journalist/news/podpisan-dogovor-na-stroitelstvo-energobloka-s-reaktorom-brest-od-300-v-ramkakh-proekta-proryv/ |date=20191226124244 }} // [[Росатом]]</ref>; подрядчик выполнит работы по строительству здания реакторной установки, машинного зала и инфраструктурных объектов.
Помимо энергоблока, ОДЭК включает пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл в составе модуля по фабрикации/рефабрикации [[СНУП-топливо|СНУП-топлива]], а также модуля переработки облученного топлива.
Завершить работы планируется до конца 2026 года.

На момент начала строительства реактора Росатом планировал, что запуск реактора <!-- на быстрых нейтронах с пристанционным топливным циклом--> состоится в 2026 году. В ходе испытаний отдельных модулей МФР потребовалась дополнительная «обкатка» технологии на промышленных стендах, а также проведение дополнительных научно-исследовательских и конструкторских работ ([[НИОКР]]). В связи с этим запуск реактора перенесён на 2029 год.<ref>[https://www.riatomsk.ru/article/20201109/seversk-brest-300-sroki/ Першуков: ОДЭК в Северске будет запущен в 2029 году] {{Wayback|url=https://www.riatomsk.ru/article/20201109/seversk-brest-300-sroki/ |date=20220308043949 }} // riatomsk.ru</ref>

10 февраля 2021 года [[Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору|Ростехнадзор]] выдал лицензию АО «СХК» на сооружение реактора «БРЕСТ-ОД-300»<ref>{{Cite web|lang=|url=https://www.rosatom.ru/journalist/news/rostekhnadzor-vydal-litsenziyu-na-sooruzhenie-reaktora-brest-od-300/|title=Росатом. Ростехнадзор выдал лицензию на сооружение реактора «БРЕСТ-ОД-300»|author=|website=www.rosatom.ru|date=|publisher=|accessdate=2021-02-11|archive-date=2021-02-11|archive-url=https://web.archive.org/web/20210211084611/https://www.rosatom.ru/journalist/news/rostekhnadzor-vydal-litsenziyu-na-sooruzhenie-reaktora-brest-od-300/|deadlink=no}}</ref><ref>{{Cite web|url=http://www.gosnadzor.ru/news/64/3502/|title=Ростехнадзор выдал лицензию на создание первого в мире опытно-демонстрационного энергоблока с реактором на быстрых нейтронах «БРЕСТ-ОД-300»|website=www.gosnadzor.ru|accessdate=2021-02-11|archive-date=2021-02-12|archive-url=https://web.archive.org/web/20210212204352/http://www.gosnadzor.ru/news/64/3502/|deadlink=no}}</ref>.

Строительство на площадке «СХК» в [[Северск]]е (Томская область) стартовало [[8 июня]] 2021, в рамках Года науки и технологий<ref>[https://ria.ru/20210608/energoblok-1736090576.html «Росатом» начал строить уникальный реактор БРЕСТ в Томской области] {{Wayback|url=https://ria.ru/20210608/energoblok-1736090576.html |date=20210608145842 }} // [[РИА Новости]], 8.06.2021</ref>. 
В январе 2024 г. начался монтаж реакторной установки<ref>[http://atomsib.ru/novosti/8561-v-severske-nachalsya-montazh-reaktornoj-ustanovki-iv-pokoleniya-brest-od-300 В Северске начался монтаж реакторной установки IV поколения БРЕСТ-ОД-300] {{Wayback|url=http://atomsib.ru/novosti/8561-v-severske-nachalsya-montazh-reaktornoj-ustanovki-iv-pokoleniya-brest-od-300 |date=20240119130656 }} // 17.01.2024</ref>.

=== Особенности конструкции ===
В составе реакторной установки «БРЕСТ-ОД-300» будут работать восемь [[парогенератор]]ов массой 72 тонны каждый.<ref>[https://www.rosatom.ru/journalist/news/zio-podolsk-izgotovit-oborudovanie-dlya-proekta-brest-od-300/ «ЗиО-Подольск» изготовит оборудование для проекта «БРЕСТ-ОД-300»] {{Wayback|url=https://www.rosatom.ru/journalist/news/zio-podolsk-izgotovit-oborudovanie-dlya-proekta-brest-od-300/ |date=20200829090415 }} // [[Росатом]]</ref>

На разогрев реактора (расплавления теплоносителя до жидкого состояния) в РУ по проекту потребуется 7 месяцев.

=== Достоинства ===
* Отсутствие замедлителя и высокие температуры [[Теплоноситель|теплоносителя]] оставляют надежду на выход в [[Коэффициент полезного действия|КПД]] за пределы 40 %;
* естественная безопасность, подразумевающая что даже если произойдут какие либо аварии реактор самозаглушится;
* теоретический замкнутый цикл;
* отсутствие высокого давления теплоносителя, в отличие от [[ВВЭР]].

=== Недостатки ===
* Долгий разогрев теплоносителя до температуры в 450°C — 7 месяцев. (в приведённом источнике об этом не говорится)<ref>{{cite web |title=На предприятии машиностроительного дивизиона Росатома стартовало изготовление опытного образца насоса для энергоблока со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300 |url=http://www.atominfo.ru/newsz06/a0119.htm |publisher=atominfo.ru |year=2023 |access-date=2024-06-04 |archive-date=2024-06-04 |archive-url=https://web.archive.org/web/20240604200109/http://www.atominfo.ru/newsz06/a0119.htm |url-status=live }}</ref>;
* малая мощность по сравнению со всеми современными строящимися реакторами;
* большое количество [[парогенератор]]ов (8) что в два раза больше чем используется в современных ВВЭР;
* после двух лет облучения свинца ядром реактора в нём образуется [[Изотопы свинца|<sup>205</sup>Pb]] с периодом полураспада 17,3 млн. лет, что ведёт к дорогостоящему глубинному захоронению при выводе из эксплуатации. (в приведённом источнике как раз рассматривается эта проблема и пути её решения)<ref>{{cite web |title=МАЛОАКТИВИРУЕМЫЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ НА ОСНОВЕ ИЗОТОПА СВИНЦА
РЬ-206 ДЛЯ ПЕРСПЕКТИВНЫХ ЯЭУ |url=https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/34/068/34068135.pdf |publisher=iaea|year=1999}}</ref>

== Разработчики ==
* ОАО «[[НИКИЭТ имени Н. А. Доллежаля|НИКИЭТ]]»;
* АО «СПб АЭП»;
* ОАО «[[НПО ЦКТИ имени И. И. Ползунова|НПО ЦКТИ]]»;
* ОАО «ГСПИ»;
* АО «ВНИИНМ»;
* АО ГНЦ РФ — ФЭИ;
* АО «[[Научно-исследовательский институт атомных реакторов|НИИАР]]»;
* АО «СвердНИИхиммаш»;
* концерн «[[Росэнергоатом]]»;
* ОАО «[[ВНИПИЭТ|Головной институт „ВНИПИЭТ“]]»;
* ОАО «ИК» ЗИОМАР;
* [[Всероссийский теплотехнический институт]] (ОАО «ВТИ»);
* АО «ЦКБМ»;
* и многие другие.

== Конкурирующие проекты ==
* [[СВБР]]
* [[БН-1200]]
* [[БН-1600]]

== Ссылки ==
* [https://rg.ru/2021/06/29/rossijskie-atomshchiki-vzialis-dokazat-chto-vechnyj-dvigatel-sushchestvuet.html Вечный двигатель рядом] // [[Российская газета|РГ]], июнь 2021
* [https://www.popmech.ru/technologies/800463-novoe-slovo-v-energetike-zachem-rossii-nuzhen-atomnyy-reaktor-s-zamykaniem-toplivnogo-cikla/ Новое слово в энергетике: зачем России нужен атомный реактор с замыканием топливного цикла] // [[Популярная механика]], 20.01.2022

== Примечания ==
{{примечания}}

{{Ядерные реакторы России}}

[[Категория:Серии ядерных реакторов России]]
[[Категория:Реакторы на быстрых нейтронах]]
[[Категория:Реакторы-размножители]]
[[Категория:Свинец]]