Для глубокого заглушения реактора предусмотрены специальные органы, выполненные в виде небольших одиночных стержней из WB₂, размещенных в центральных несущих трубах каждой из 148 ТВС радиальной зоны A3₁. Эти стержни взводятся гидродинамическим напором теплоносителя, имеют два крайних положения: верхнее (выше АЗ) при работе реактора и нижнее (в центре АЗ) в заглушенном состоянии.

Вывод группы стержней возможен только при включенной принудительной циркуляции теплоносителя и осуществляется открытием клапана подачей расхода в каналы группы (активно), а ввод в зону происходит либо при закрытии клапана (активно), либо при снижении расхода ниже допустимого уровня G<0,3·G_ном (пассивно).

Для повышения устойчивости реактора к авариям, ведущим к снижению расхода и повышению температуры свинца на выходе из АЗ, в его конструкцию введены дополнительные обратные связи. Связь по температуре пороговая. Она реализуется при t_Pb>580 °С за счет срабатывания усилителей термических расширений (УТР), приводящего к "развалу" ТВС (увеличению их шага). Связь по расходу полностью пассивна и реализуется за счет изменения в зависимости от напора уровней столбов свинца в каналах СУЗ.

Устойчивость реактора БРЕСТ-1200 к тяжелым авариям и его естественная радиационная безопасность обеспечены:

– использованием высококипящего, радиационно-стойкого и слабо активируемого свинцового теплоносителя, химически пассивного при контакте с водой и воздухом, что позволяет осуществлять теплоотвод при низком давлении и исключает пожары, химические и тепловые взрывы при разгерметизации контура, течах парогенератора и любых перегревах теплоносителя;

– использованием высокотемпературного, теплопроводного, плотного мононитридного топлива, обеспечивающего его низкую рабочую температуру, небольшой выход газовых осколков, разгруженные от давления оболочки ТЗЭЛов, большой температурный запас до их разгерметизации;

– использованием бесчехловых ТВС с широкой решеткой ТВЭЛов в АЗ умеренной энергонапряженности, исключающим потерю теплоотвода при локальном перекрытии проходного сечения в ТВС, обеспечивающим высокий уровень естественной циркуляции теплоносителя;

– выбором конструкции АЗ со свинцовым отражателем, состав и геометрия которых обеспечивают полное воспроизводство топлива (КВА≥1), небольшие по величине и отрицательные мощностный, температурный и пустотный эффекты реактивности, небольшой суммарный запас реактивности, исключающий неконтролируемый разгон реактора на мгновенных нейтронах при несанкционированном взводе всех органов регулирования в любом состоянии реактора;

– использованием пассивных систем защиты реактора прямого действия по напору и температуре теплоносителя на входе и выходе из АЗ;

– использованием пассивных систем воздушного отвода тепла от стенки шахты реактора и непосредственно от свинцового теплоносителя;

– конструкцией контура охлаждения, обеспечивающей инерцию расхода и переход к естественной циркуляции через байпасные линии при аварийном отключении принудительной циркуляции или замораживании парогенераторов;

– высокой теплоаккумулирующей способностью свинцового контура.

Все перечисленные выше характеристики выводят реакторы БРЕСТ на качественно новый уровень естественной безопасности и обеспечивают его устойчивость в крайне тяжелых авариях, непреодолимых ни одним из существующих и проектируемых реакторов.

БРЕСТ-1200 работает в замкнутом топливном цикле с дожиганием и трансмутацией собственных актиноидов, а также некоторых долгоживущих ПД (¹²⁹I, ⁹⁹Тс). В реакторе предусмотрено размещение элементов, содержащих Sr и Cs и равновесных количествах в качестве стационарных источников тепла, а также размещение мишеней для наработки полезных изотопов.

Перегрузка ТВС и блоков отражателя осуществляется двумя перегрузочными устройствами с помощью двух поворотных пробок. В отличие от БН отмывка от теплоносителя выгружаемых ТВС и других элементов не требуется.

В проектах рассмотрена работа реакторов как в режиме частичных перегрузок с интервалом 1 год (при остановке реакторов) с заменой 1/5 – 1/6 части выгоревших ТВС на свежие, так и в режиме квазинепрерывных перегрузок при частичном снижении мощности. Последний режим возможен, поскольку перегрузочные операции проводятся без расцепления исполнительных органов СУЗ с приводными механизмами, что является одним из основных отличий БРЕСТ от реакторов БН. Этот режим допустим и в отношении ядерной безопасности, поскольку все операции, связанные с заменой выгоревшей ТВС на свежую, не приводят к заметному изменению реактивности и перераспределению поля энерговыделения. Перегрузка блоков отражателя, облучаемых мишеней и каналов с трансмутируемыми изотопами может осуществляться без снижения мощности.

19.4.2 Обоснование процесса фторирования отработавшего
уран-плутоний нитридного топлива элементным фтором

Стратегией развития атомной энергетики России в первой половине XXI века, одобренной Правительством РФ, предусматривается, что разработанные ведущими научными институтами Агенства по атомной энергии концептуальные проекты АЭС на базе быстрых охлаждаемых жидким металлом (свинцом) реакторов «БРЕСТ» с уран-плутоний нитридным топливом составят в будущем основу крупномасштабной ядерной энергетики России.

Однако предстоит еще длительная, поэтапная работа всей отрасли по разработке замкнутого ЯТЦ и реализации этой стратегии.

Технология замкнутого топливного цикла определяется выбором метода регенерации ОЯТ. Естественно возникает желание использовать для переработки нового вида отработавшего ядерного топлива реакторов БРЕСТ хорошо освоенный и широко применяемый в промышленности экстракционный метод переработки оксидного ядерного топлива реакторов, работающих на тепловых нейтронах. В то же время следует признать, что объективно существующие недостатки водных методов переработки отработавшего ядерного топлива, особенно с большим выгоранием, вряд ли могут быть экономически и экологически успешно преодолены при осуществлении замкнутого ядерного топливного цикла реакторов БРЕСТ.

Наиболее полно современным требованиям переработки ОЯТ удовлетворяет газофторидный метод с использованием в качестве основного реагента элементного фтора. Этот реагент выделяется на аноде электролизера при электролитическом разложении высших фторидов урана и плутония в расплаве низкоплавкой эвтектики фторидных солей и рециклирует в процессе фторирования ОЯТ.

Однако, если вопросы регенерации отработавшего оксидного и металлического уран-плутониевого топлива изучены довольно полно, то сведения по газофторидной переработке нитридного уран-плутониевого отработавшего топлива к настоящему времени в научной литературе практически полностью отсутствуют. Нет не только сведений по переработке нитридного топлива газофторидным методом, нет термодинамических и кинетических исследований процессов фторирования нитридов урана и плутония элементным фтором.