Jadrová energia – budúci jadrový reaktor najnovšej „IV. Generácie“ BREST.
Reaktory IV. Generácie (Gen. IV.) majú mať zvýšenú bezpečnosť, prevádzkovú spoľahlivosť, lepší výkon a efektívnosť a nižšie náklady. BREST je jeden z nich.
Prečo a odkiaľ BREST?
Nie, nejedná sa o francúzsky prístav Brest, z ktorého kardinál de Richelieu urobil veľkú námornú základňu, kde je od roku 1830 Francúzska námorná akadémia.
Nejedná sa ani o bieloruské mesto Brest, známe hlavne kvôli Brest-Litovskej zmluvy, či chrabrej obrane pevnosti Brestskej pevnosti v júni 1941.
Je to skratka....
BREST je skratka jeho názvu z ruského jazyka „Bystrij REaktor so Svincovim Teplonositelom“ – teda v preklade „olovom chladený rýchly (jadrový) reaktor“.
Ale sú aj takí, čo preferujú iné dekódovanie (Bystrij Reaktor s ESTestvennoj bezopastnosťju) - teda rýchly reaktor s prirodzenou (vnútornou) bezpečnosťou.
BREST je ruský projekt jadrového reaktora na rýchlych neutrónoch s olovnatým chladivom, dvojokruhovým prenosom tepla do turbíny a superkritickými parametrami pary. Projekt sa realizuje formou výstavby demonštračného komplexu pozostávajúceho zo závodov na prepracovanie vyhoretého jadrového paliva a ich výroby v uzavretom palivovom cykle a experimentálneho reaktora BREST-OD-300.
Princíp olovom chladeného rýchleho jadrového reaktora
Olovom chladený rýchly reaktor je konštrukcia jadrového reaktora, ktorá sa vyznačuje rýchlym neutrónovým spektrom a roztaveným olovom alebo olovo-bizmutovým eutektickým chladivom. Ako primárne chladivo sa môže použiť buď roztavené olovo alebo eutektikum olova a bizmutu, pretože olovo a bizmut majú nízku absorpciu neutrónov a relatívne nízke teploty topenia. Neutróny sú s týmito ťažkými jadrami spomalené interakciou menej (nie sú teda moderátormi neutrónov), a preto pomáhajú robiť z tohto typu reaktorov reaktor s rýchlymi neutrónmi. Chladiaca kvapalina však slúži ako neutrónový reflektor a „vracia“ niektoré unikajúce neutróny do aktívnej zóny. Jadrové palivá, ktoré sa v tomto type projektov skúmajú, zahŕňajú kovový urán, oxid kovového uránu alebo nitrid kovového uránu. Olovom chladené rýchle reaktory s menšieho výkonu postačí chladiť aj prirodzenou cirkuláciou-konvekciou, ale vačšie výkony už potrebujú nútenú (riadenú) cirkuláciu. Teplota chladiacej kvapaliny na výstupe z reaktora je typicky v rozmedzí 500 až 600 ° C, ale u novších projektov s pokročilými materiálmi môže byť viac ako 800 ° C, pričom pri teplotách vyšších ako 800 ° C je už technologická možnosť termo-chemickej výroby vodíka (v cykle síra-jód).
Úplne prvotná idea
Koncept je všeobecne veľmi podobný rýchlemu reaktoru chladenému sodíkom a väčšina jadrových reaktorov na tekutý kov používala namiesto olova sodík. Olovom chladené jadrové reaktory boli v 70. rokoch využívané na sovietskych jadrových ponorkách.
Výber eutektickej zliatiny olova a bizmutu ako chladiva pre jadrové reaktory navrhol a uskutočnil v ZSSR A.I. Leipunskij ešte na úplnom začiatku vývoja reaktorov pre jadrové ponorky.
Ako spomína jeden z hlavných projektantov JE N.A. Dolležal: „Túto možnosť podporil najmä D.I. Blochincev, v tom čase riaditeľ laboratória „B“ v Obninsku, kde akademik Alexander Iľjič Leipunskij pracoval na vývoji technológie rýchlych neutrónov. Jeho predstava bola, že je možné vytvoriť jadrový reaktor pre ponorku, v ktorej by sa ako chladivo použil tekutý kov (napríklad zliatina olova a bizmutu), ktorý by sa dal bez vytvorenia príliš vysokého tlaku zohriať na dostatočne vysokú teplotu. Na rozdiel od Američanov Leipunskij navrhol a presadil ako chladivo eutektickú zliatinu olova a bizmutu napriek jeho horším termo-fyzikálnym vlastnostiam v porovnaní so sodíkom.
Následné skúsenosti s rozvojom týchto konkurenčných oblastí (olovo versus sodík) potvrdili jeho správnosť výberu, pretože po niekoľkých nehodách na amerických prototypoch a na ich experimentálnej ponorke boli práce v USA v tomto smere zastavené. Ale nebolo to také jednoduché ani s olovom. Jeden z prvých problémov nastal na samom začiatku práce pri zdokonaľovaní neutrónových charakteristík reaktora s prechodným neutrónovým spektrom, ktoré sa tvorilo v aktívnej zóne, v dôsledku veľkého úniku neutrónov spôsobeného malou veľkosťou reaktora a použitím berýlia ako moderátora.
Jadrová nehoda – „kritika na okamžitých neutrónoch“
Pre možnosť testovania a potvrdenie konštánt výpočtov reaktora si postavili „kritický palivový súbor“ tzv. „kritický stend“, na ktorej však 11. marca 1954, počas testovania „kritiky“ sa im reaktor rozbehol na rýchlych neutrónoch. Leipunskij a všetci fyzici zapojení do experimentu boli urgentne hospitalizovaní v Moskve. Problém sa im podarilo vyriešiť iba vybudovaním rozsiahlych experimentálnych stendov, na ktorých by sa zariadenie testovalo v podmienkach blízkych plnohodnotným. Preto v rozmedzí roku 1953 – 1956 – 1959 postavili plnohodnotné prototypy miniatúrne jadrové elektrárne s vodným chladením (stend 27/VM) a chladením tekutým kovom (stend 27/VT), ktoré v podstate boli reaktorovými a turbínovými oddeleniami jadrových ponoriek. Na dlho sa stali hlavnou experimentálnou základňou IPPE a Kurčatovovho ústavu na testovanie nových typov reaktorov, ako aj základňou Obninského námorného výcvikového strediska pre výcvik posádok ponoriek.
Križujúca jadrová ponorka K-27 (projekt 645)
Prvá sovietska križujúca jadrová ponorka K-27 (projekt 645) s jadrovým reaktorom chladeným kvapalným kovom úspešne prešla v roku 1963 testami. V roku 1964 podnikla dlhú plavbu do rovníkového Atlantiku, počas ktorej (prvýkrát v sovietskom námorníctve) prekonala 12 278 míľ za 1240 hodín plavby (51 dní) bez vyplávania na hladinu.
Veliteľ ponorky I.I. Guľajev bol vyznamenaný titulom Hrdina Sovietskeho zväzu. Námorníci boli z ponorky nadšení. Počas plavby v Atlantiku bol na ponorke z konštruktérov „Laboratória „B““; jeden z tvorcov reaktora, hlavný inžinier stendu 27/VT K.I. Karich. V roku 1965 podnikla K-27 druhú plavbu a stala sa prvou sovietskou jadrovou ponorkou, ktorá tajne prenikla do Stredozemného mora.
VVER versus Olovo-Bizmut?
Veľké biologické tienenie a nízke parametre pary jadrového reaktora s tlakovodným reaktorom (v tom čase) viedli k veľkej špecifickej hmotnosti reaktorového zariadenia. Nový reaktor s chladiacim médiom na tekutý kov umožnil znížiť výtlak, priemer trupu a dĺžku ponorky a zvýšiť rýchlosť pod vodou. Z tohto dôvodu bol základný rozdiel pre nový reaktor - kompaktnosť, blokové usporiadanie, vysoký stupeň automatizácie a manévrovateľnosti, dobré ekonomické ukazovatele a ukazovatele hmotnosti a veľkosti.
Projekt jadrovej ponorky 705
Zvláštne miesto pri vývoji reaktorov s olovo-bizmutovým chladivom je problém technológie tohto chladiva. Týka sa to metód monitorovania a udržiavania požadovanej kvality chladiacej kvapaliny a čistoty primárneho okruhu počas prevádzky reaktora. Dôležitosť tohto problému sa ukázala po nehode reaktora na ponorke K-27 v máji 1968. Preto boli po dokončení výstavby plánovanej série ponoriek projektov 705 a 705K boli vyvinuté nové technológie a prísne metódy udržiavania kvality chladiacej kvapaliny. Prvá križujúca ponorka nového typu K-64 bola uvedená do skúšobnej prevádzky v decembri 1971. A hoci malo Sovieti v bojovej flotile iba šesť takýchto ponoriek, vyvolalo to v USA nepríjemné prekvapenie. Americké ponorkové strategické raketové nosiče sa dostali do zložitej taktickej polohy. Malá veľkosť ponoriek „Projektu 705“, značný rozsah hĺbok ponoru a vysoká rýchlosť im umožňovali také manévrovanie, čo bolo pre všetky ostatné typy ponoriek nemožné, a dokonca boli schopné unikať od protiponorkových torpéd. Aj preto boli ponorky tohto projektu (pre svoju rýchlosť a manévrovateľnosť) zaradené do „Guinnessovej knihy rekordov“.
Prakticky všetci skúsení kapitáni (velitelia) a dôstojníci týchto ponoriek ich hodnotili veľmi vysoko, a nazývali ich „zázrakom“. Aj dnes s dostatočným časovým odstupom možno povedať, že v IPPE pod vedením A.I. Leipunskijho, boli položené základy nového smerovania jadrovej energie a v priemyselnom meradle bola demonštrovaná jedinečná technológia reaktora.
Nové konštrukcie jadrového reaktora chladeného olovom boli navrhnuté ako súčasť jadrových reaktorov „Generácie IV“. Plány budúcej implementácie tohto typu reaktora zahŕňajú modulárne usporiadanie s výkonom 300 až 400 MWe a veľké monolitické zariadenie s výkonom 1 200 MWe.
Tzv. „Reaktory IV. Generácie (Gen. IV.)“ je súbor návrhov jadrových reaktorov, ktoré v súčasnosti skúma tzv. „Medzinárodné fórum IV.“ pre komerčné aplikácie. Cieľom pochopiteľné je aby mali zvýšenú bezpečnosť, prevádzkovú spoľahlivosť, lepší výkon a efektívnosť a nižšie náklady.
Medzinárodné fórum „Generation IV“ (The Generation IV International Forum - GIF) je medzinárodný rámec pre spoluprácu v oblasti výskumu a vývoja pre ďalšiu generáciu systémov jadrovej energie, ktorý bol pôvodne založený podpísaním Charty GIF Argentínou, Brazíliou, Kanadou, Francúzskom, Japonskom , Kórejskou republikou, Južnou Afrikou, Spojenými kráľovstvami Veľkej Británie a Severného Írska a USA v júli 2001. Chartu GIF podpísali aj Švajčiarsko v roku 2002, Euratom v roku 2003, Čínska ľudová republika a Ruská federácia v roku 2006. V júli 2011 sa trinásť členov dohodlo na podpísaní rozšírenia Charty, ktoré signalizuje želanie pokračovať v spolupráci pri výskume a vývoji generácie IV. 22. júna 2016 podpísala chartu aj Austrália a stala sa tak 14. členom.
Modulárne jadrové reaktory
Možnosti použitia takýchto reaktorov zahŕňajú rôzny rozsah výkonov elektrární, vrátane rozsahu jednotiek od 50 do 150 MW s už vopred vyrobenými (prefabrikovanými) aktívnymi zónami s dlhou životnosťou. Celá batéria olovom chladených reaktorov by mohla byť ako malá elektráreň na kľúč, využívajúca palivový cyklus s intervalmi výmeny celej aktívnej zóny, alebo raz za 15 až 20 rokov. Mohli by napríklad byť efektívne na výrobu elektriny v malých sieťach (a iných zdrojoch vrátane výroby vodíka a pitnej vody).
Výhody olova ako chladiča
Namiesto vyvážania vyhoretého paliva a zavážanie čerstvého, je možné po viacerých rokoch prevádzky vymeniť celú aktívnu zónu.
Takýto reaktor je vhodný pre krajiny, ktoré neplánujú budovať vlastnú jadrovú infraštruktúru.
Pretože po odstavení nie je potrebná žiadna elektrina na chladenie, môže byť táto konštrukcia bezpečnejšia ako vodou chladený reaktor.
Kvapalné systémy olova a bizmutu nemôžu spôsobiť výbuch a v prípade úniku rýchlo stuhnú, čo ďalej zvyšuje bezpečnosť.
Olovo je veľmi husté, a preto dobre chráni pred gama žiarením.
Jadrové vlastnosti olova zabraňujú pozitívnemu pomeru pórovitosti, čomu je ťažké zabrániť vo veľkých jadrách sodíkových rýchlych reaktorov.
Prevádzkový tlak je veľmi nízky a olovo má extrémne vysoký bod varu 1750 stupňov Celzia, čo je o 1100 stupňov Celzia viac ako maximálna prevádzková teplota chladiacej kvapaliny. To prakticky znemožňuje výrazné zvýšenie tlaku v reaktore v dôsledku prehriatia.
Olovo výrazne nereaguje s vodou alebo vzduchom, na rozdiel od sodíka, ktorý na vzduchu ľahko horí a pri kontakte s vodou môže explodovať. To umožňuje jednoduchšie, lacnejšie a bezpečnejšie prevedenie izolácie a výmenníka tepla / parogenerátora.
Nevýhody olova
Olovo a olovo-bizmut sú veľmi husté, čo zvyšuje váhu systému, preto je potrebná väčšia štrukturálna podpora a seizmická ochrana, čo zvyšuje stavebné náklady.
Aj keď je olovo lacné a je to dosť, bizmut je naopak drahý a je vzácny.
Olovo-bizmutový reaktor môže vyžadovať stovky ton bizmutu, v závislosti od veľkosti reaktora.
Stuhnutie roztoku olova a bizmutu odstaví reaktor z prevádzky. Avšak eutektikum olovo-bizmut má relatívne nízku teplotu topenia 123,5 ° C (254,3 ° F), čo zase robí pomerne ľahkou úlohou prípadné odstraňovanie nejakých pevných látok
Olovo má vyššiu teplotu topenia 327,5 ° C, ale často sa používa ako bazénový reaktor, kde väčšina olova nezmrzne ľahko. Bude potrebné externé vykurovanie, aby sa olovom chladený rýchly reaktor udržiaval neustále horúci, aby sa zabránilo tuhnutiu olova, keď by bol reaktor odstavený a nepoužívaný.
Alternatívou bolo zachovanie nepretržitej aktívnej činnosti reaktora, čo by však viedlo k zvýšenému mechanickému opotrebovaniu a jeho kratšej životnosti.
Únik a tuhnutie chladiacej kvapaliny môže poškodiť zariadenie (ako na sovietskej ponorke K-64).
Olovo-bizmut produkuje značné množstvo polónia, čo je vysoko rádioaktívny prvok. To môže komplikovať údržbu a vytvárať problém s kontamináciou JE. Olovo produkuje rádovo menej polónia, a má preto v tomto ohľade výhodu oproti olovnatému bizmutu.
V roku 1998 Rusko odtajnilo relatívne mnoho výskumných informácií zo svojich skúseností s takýmito reaktormi (chladenými olovom) čo následne zvýšilo záujem západných spoločností (hlavne USA) o použitie olova resp. zmesi olovo-bizmut pre malé reaktory, ktoré sa prejavili v niektorých ich novo navrhovaných pripravovaných projektoch.
Rusi spájajú reaktor BREST so svojim iným popredným význačným projektom „Proryv“ , teda v preklade „Prelom“. A projekt Proryv je skutočne prelomový, je jedným z hlavných svetových projektov v oblasti jadrovej energie. Proryv umožňuje vytvorenie technológií novej generácie jadrovej energie založených na uzavretom palivovom cykle využívajúcich rýchle neutrónové reaktory. V areáli sibírskeho chemického kombinátu sa plánuje vybudovať pilotný a demonštračný komplex ako súčasť energetickej jednotky s olovom chladeným reaktorom BREST-OD-300 a zariadeniami na výrobu a spracovanie paliva, ktoré uzatvárajú jadrový cyklus.
Bývalý minister energetiky a súčasný vedecký garant Evgenij Adamov projektu Prelom-Proryv tvrdí, že: „Realizácia výsledkov v rozmedzí rokov 2020 - 3030 dá projektu v etapách podnet na rozvoj rozsiahlej inováce, vytvorí predpoklady na posilnenie Ruska ako lídra na svetovom trhu s výrobkami jadrovej technológie.“
Prirodzená vnútorná bezpečnosť „Prelomu“
Kľúčovým konceptom prelomového projektu je „prírodná bezpečnosť“. Toto je zovšeobecnenie princípu „inherentnej bezpečnosti“ nielen pre samotné reaktory, ale aj pre celý palivový cyklus.
„Prirodzená vnútorná bezpečnosť“ zahŕňa:
Úplnú elimináciu takých nehôd v jadrových elektrárňach a v zariadeniach s cyklom jadrového paliva, ktoré si vyžadujú evakuáciu, prípadne presídlenie obyvateľstva (technická bezpečnosť);
Radiačno-migračnú ekvivalentnosť uskladneného rádioaktívneho odpadu s dlhým polčasom životnosti a vyťažených palivových surovín (bezpečnosť životného prostredia);
Technologickú podporu politike režimu nešírenia jadrových zbraní.
Hlavný konštruktér projektu Prelom, Vadim Lemechov vysvetlil, že na dosiahnutie technickej bezpečnosti sú ponúkané nasledujúce prostriedky:
Aktívna zóna reaktora s nulovou rezervou reaktivity pri spaľovaní, v dôsledku použitia rýchleho spektra neutrónov a hustého paliva (tzv. „očkovanie“ proti haváriám Černobyľského typu - havárie reaktivity);
Odvádzanie zvyškového tepla v prípade straty chladenia koncovým absorbérom - atmosférický vzduch s prirodzenou cirkuláciou, (tzv. „očkovanie“ proti haváriám typu Fukušima - havárie chladenia); a
Chladiace médium z tekutého kovu.
Olovené chladivo – po prvý krát na svete (teda mimo vojenských aplikácií....)
Na prvý pohľad sa zdá byť výber olova ako chladiacej kvapaliny zvláštny: nikto na svete (okrem Sovietov pre ich ponorky) to neurobil . "Áno, skutočne skôr vyvinuté rýchle reaktory používajú ako chladivo sodík a aj teraz sa v rámci projektu Proryv vyvíja sodíkom chladený reaktor BN-1200". Ale výber olova nie je náhodný a je spôsobený radom doplňujúcich technických výhod:
Nízka moderátorská schopnosť olova, ktorá umožňuje mať rýchle neutrónové spektrum so širokou mriežkou palivových článkov, čím sa zabezpečí efektívna cirkulácia vo všetkých prevádzkových režimoch;
Inertnosť interakcie pri kontakte s prostredím - vzduchom a vodou, ktorá vylučuje požiare a výbuchy;
Vysoký bod varu olova (1745 ° C), ktorý vylučuje nehody s krízou výmeny tepla a rýchlou deštrukciou palivových článkov;
Nízka aktivovateľnosť.
Spracovanie vyhoreného paliva
Kľúčovou úlohou reaktora chladeného olovom je prevádzka v uzavretom palivovom cykle na úplné využitie energetického potenciálu uránových surovín. Rozsah a efektívnosť výskumných prác na hustom palive nitridu uránu a plutónia umožnili v roku 2015 začať s výstavbou zariadení pre pilotný demonštračný komplex v areáli sibírskeho chemického závodu JSC v Tomskej oblasti. Podľa informácií publikovaných k začiatku roku 2020 boli stavebné a inštalačné práce na výstavbe závodu na výrobu jadrového paliva ukončené o 46%, boli na ne už vynaložené viac ako 4 miliardy rubľov. Stavba stavebných konštrukcií troch hlavných budov bola ukončená. V technologickej budove už bolo organizované vykurovanie a osvetlenie, a robili už dokončovacie práce, a prebiehali prípravy na inštaláciu hlavného technologického zariadenia.
Výsledkom výskumu tzv. „ukončovania“ palivového cyklu bola kombinovaná schéma prepracovania vyhoretého paliva (pyrochemické + hydrometalurgické prepracovanie), ktorá umožňuje:
prepracovať vyhorené palivo s nízkou dobou výdrže a veľkým vyhorením;
poskytovať technologickú podporu politiky režimu nešírenia jadrových zbraní;
dosahovať minimálnu stratu štiepnych materiálov ≤ 0,1%;
získavať výrobky vhodné na výrobu nových palív;
minimalizovať objemy vysokoaktívneho odpadu s dlhou životnosťou;
izolovať drobné aktinídiové frakcie (Neptúnium, Amerícium, Kúrium) pre návrat do jadrového palivového cyklu.
Ako je skonštruovaný a ako funguje jadrový reaktor BREST?
Reaktory typu BREST majú integrálny dizajn. Nádoba reaktora okrem tradičných funkcií umiestňovania zariadení a zabezpečenia cirkulácie plní počas odtlakovania primárneho okruhu zároveň aj funkcie radiačnej ochrany a lokalizácie únikov chladiacej kvapaliny. Jednoducho povedané, jedná sa o kovovo-betónové bazény, kde je aktívna zóna a ďalšie technologické zariadenia spustené do chladiacej kvapaliny (olova). Tu je odtlakovanie okruhov so stratou kovového chladiva vylúčené ako aj absencia nadmerného tlaku zabráni nebezpečenstvu výbuchu. A keďže olovo a betón sú jedny z najlepších materiálov na ochranu pred ionizujúcim žiarením, je tam radiačné vynikajúce.
Koncepčný návrh reaktorového zariadenia BREST-OD-300 je nasledovný:
Mimochodom vsunutá skratka OD znamená (Opytnyj Demotracionnyj) teda v preklade „experimentálna ukážka“.
Integrálne usporiadanie v kombinácii s viacvrstvovým kovovo-betónovým telesom (mimo reaktora nie je východ z chladiacej kvapaliny), aby sa eliminovala strata chladiacej kvapaliny;
Uzatváracie ventilov v primárnom okruhu tam neexistujú (!) – je teda nemožné zastaviť cirkulačný obeh;
Schéma cirkulácie chladiacej kvapaliny je taká, že je zaručené predĺženie cirkulácie aj v prípade výpadku prúdu (s poklesom hladín);
Úplná reprodukcia štiepnych materiálov v aktívnej zóne obmedzuje rozpätie reaktivity, vylučuje možnosť vážnej nehody s reaktivitou;
Aplikácia systému núdzového chladenia s prirodzenou cirkuláciou a odvodom tepla do atmosférického vzduchu.
Jedna z „príjemných“ výhod olova je, že všetky železné drobné odpadky, ktoré v jadrovej energetike môžu spôsobiť veľké problémy (také prípady sú známe) napríklad popadané matice, v chladiacej kvapaline neklesajú, ale plávajú na povrchu, a dajú sa veľmi ľahko „zozbierať“ a z reaktora odstrániť.
Chemicky pasívne olovo s nízkou radiačnou aktiváciou umožnilo navrhnúť jadrové zariadenie v dvojkruhovom prevedení s pracovnou tekutinou „voda-para“ v druhom okruhu. Funkciou použitia olova v aktívnej zóne je zriedenie neutrónových tokov palivových článkov, ktoré umožňuje bez výrazného zmäkčenia neutrónového spektra zabezpečiť v jadre prijateľné hodnoty energetickej náročnosti a hydraulických strát s požadovanou úrovňou prirodzenej cirkulácie v prípade výpadku elektrickej energie. Ak sa čerpadlá v okruhu zastavia na viac ako 20 sekúnd tak sa nútený obeh udržuje v dôsledku potenciálnej energie uloženej v rozdiele hladín olova v tlakovej komore a komore sacieho čerpadla. Ďalej, keď sú čerpadlá zastavené, teplo sa zo zóny odvádza prirodzenou cirkuláciou olova.
Sekundárny okruh pozostáva z napájacích ciest pary a kondenzátu a jednej kondenzačnej turbíny vysokorýchlostného typu К-300-15,7/50. Aby sa zabránilo tuhnutiu olovnatej chladiacej kvapaliny, používa sa zmiešavací ohrievač napájacej vody na zabezpečenie jej teploty najmenej 340 ° C na vstupe do parogenerátora. Konštrukčným materiálom prívodného traktu kondenzátu je oceľ odolná proti korózii. Projekt pracuje s recirkuláciou technickej vody z chladiacej veže.
Zvláštnosťou sekundárneho okruhu je, že na rozdiel od existujúcich JE nemusí mať v podstate žiadne bezpečnostné funkcie pre núdzový odvod tepla z reaktora.
Konštrukčnou zvláštnosťou aktívnej zóny reaktora je netienená šesťuholníková palivová kazeta s palivovými článkami. Poskytuje vyšší stupeň bezpečnosti jadra v porovnaní s dizajnom, ktorý využíva kazetové zostavy s okrajovým obalom. V prípade netienenej (tj. kazety bez vonkajšieho obalu) zostavy, keď je prietok chladiacej kvapaliny na vstupe blokovaný, je odvod tepla zabezpečený prietokom chladiacej kvapaliny od „susedných“ článkov. Výpočty ukázali, že blokovanie toku chladiacej kvapaliny na vstupe dokonca siedmich palivových zostáv krycej konštrukcie v strednej časti aktívnej zóny nevedie k zvýšeniu teploty presahujúcemu akceptované kritérium 800 ° C.
Ovládacie prvky systému riadenia a ochrany reaktora sú umiestnené pod aktívnou zónou. Ak sú bez napätia, sú riadiace zostavy zavedené do aktívnej zóny pôsobením gravitácie. Počas zavážania jadrového paliva sú pracovné orgány odpojené od pohonov a tiež sú pôsobením gravitácie zasunuté do aktívnej zóny, čím sa reaktor dostáva do hlboko podkritického stavu.
Vďaka konštruktívnym riešeniam pre použitie olovnatého chladiva, zabezpečujúcim nízku rezervu reaktivity, pasívnym bezpečnostným systémom je celková pravdepodobnosť poškodenia aktívnej zóny (tzv. CDF Core Damage Frequency) menej ako 9x10-9-tu ročne (!).
Pôvodne bol reaktor BREST navrhovaný na elektrický výkon 300 MW, neskôr sa objavil projekt s výkonom 1200 MW, ale v teraz sú vývojári zameraní na BREST -OD-300 z dôvodu vývoja veľkého počtu nových dizajnových riešení v tejto oblasti, ktoré plánujú odskúšať na relatívne malom a lacnejšom projekte. Zvolený výkon 300 MW (elektrický) a 700 MW (tepelný) je navyše minimom potrebným na získanie koeficientu reprodukcie paliva v jadre rovnom jednej.
Reaktor má špeciálnu konštrukciu palivových tyčí. Ak sa tradične vyrovnanie uvoľňovania tepla pozdĺž polomeru reaktora dosahuje zmenou obohacovania uránu v palivových tyčiach, potom v reaktore s plnou reprodukciou plutónia v aktívnej zóne je výhodné použiť palivové tyče rôznych priemerov (9,1 mm, 9,6 mm, 10,4 mm). Ako palivo sa používa mono-nitridové zloženie uránu a plutónia a menších aktínoidov. Jadrový reaktor BREST je schopný v jednej kampani „spáliť“ až 80 kg „vlastných“ aktínoidov aj tých, ktoré sa získavajú z ožiareného jadrového paliva iných jadrových elektrární.
Ďalším špecifickým znakom projektu je pripojenie komplexu na spracovanie ožiareného paliva priamo na reaktor. To umožňuje prepravu paliva na spracovanie, s výnimkou nákladnej a nebezpečnej prepravy na veľké vzdialenosti.
Vláda Ruskej federácie schválila v roku 2010 federálny cieľový program „Technológie jadrovej energie novej generácie na obdobie 2010 - 2015 a do budúcnosti do roku 2020“, ktorý vyhlásil kurz na vytvorenie uzavretého palivového cyklu a implementáciu komerčného rýchleho reaktora. V tejto súvislosti program predpokladá vývoj a budovanie projektov pre rýchle reaktory s chladivom olovom, sodíkom a olovo-bizmutom, čo je jedným z dôvodov implementácie projektu BREST. Okrem toho program obsahuje aj ďalšie inovatívne projekty: sériu reaktorov so sodíkovým chladivom typu BN-800 a projekt reaktorov SVBR.
Kritika projektu
Spory o projekte BREST sa rozvinuli po prejave prezidenta Vladimíra Putina na miléniovom samite OSN, na ktorom prezident Ruskej federácie predložil iniciatívu na zabezpečenie trvalo udržateľného energetického rozvoja ľudstva, radikálne vyriešenie problému nešírenia jadrových zbraní a zlepšenie životného prostredia na našej planéte. Putinov prejav síce neobsahoval žiadne technické podrobnosti, načrtol však myšlienku „radikálneho zlepšenia účinnosti nešírenia jadrových zbraní vylúčením používania obohateného uránu a čistého plutónia v mierovej jadrovej energii“, ktorá je podľa odborníkov založená hlavne na vytvorení uzavretého jadrového cyklu na základe projektu BREST.
Krátko nato v časopise „Nuclear Control“ popredný odborník na jadrovú fyziku, akademik RAS, viceprezident Kurčatovovho inštitútu profesor Nikolaj Ponomarev-Stepnoj publikoval článok, kde označil Putinove návrhy za „nepochybne nevyhnutné“, ale spochybnil možnosť ich realizácie v blízkej budúcnosti a kritizoval aj možnosť implementácie týchto cieľov prostredníctvom projektu BREST. V článku sa uviedol, že projekt reaktora BREST „je (iba) v počiatočnej fáze vývoja“ a „technológia chladenia olovnatým tekutým kovom nebola doposiaľ (dostatočne) vyvinutá“. Okrem toho vyjadril pochybnosti o tom, či je v zásade možné vyriešiť problémy rozsiahlej jadrovej energie pomocou reaktorov BREST, napríklad neobmedzené dodávky jadrového paliva, radikálne riešenie problému nešírenia jadrových zbraní, vnútornej bezpečnosti, spaľovania rádioaktívnych prvkov ako aj konečné riešenie problému rádioaktívnych odpadov. Ponomarev-Stepnoj doslova vo vzťahu k BRESTu napísal: „nielen neoverené technické a vedecké výsledky, ale aj kontroverzné v súvislosti s mnohými základnými ustanoveniami.“ Vo svojom závere konštatuje, že „Podľa stavu opodstatnenosti technických riešení nie je projekt BREST - rýchly reaktor s olovnatým chladivom - pripravený na etapu technického projektovania a v súčasnosti ho nemožno vyčleniť ako jedinú možnosť dlhodobej stratégie rozvoja jadrovej energie v Rusku.“
5. decembra 2019 sibírsky chemický závod (JSC „SHK“, súčasť spoločnosti Rosatom „TVEL“) a JSC „Concern Titan-2“ podpísali zmluvu na stavebné a inštalačné práce na projekte výstavby reaktorového bloku s rýchlym reaktorom „BREST-OD-300“, kde bude dodávateľ vykonávať práce na stavbe budovy reaktorového závodu, strojovne a zariadení infraštruktúry. Práce sa plánujú dokončiť do konca roku 2026.
Projekt okrem reaktorového bloku aj diaľkovo riadený uzavretý cyklus jadrového paliva pozostávajúci z modulu na výrobu/refabrikáciu jadrového paliva zmiešaného nitridu uránu a plutónia, ako aj modul na prepracovanie ožiareného paliva. V reaktore BREST-OD-300 bude prevádzkovaných osem parných generátorov, každý s hmotnosťou 72 ton.
V čase stavby reaktora Rosatom plánoval spustiť rýchly reaktor BREST-OD-300 s uzatvoreným palivovým cyklom v roku 2026. Počas testovania jednotlivých modulov sa ukázalo že je nutné ďalšie „zabehnutie“ technológie na priemyselných stendoch, ako aj ďalší výskum a vývoj.
V tejto súvislosti sa spustenie reaktora odložilo na rok 2029.
