Недавно BelNET знакомил читателей с докладами научно-технической конференции в Обнинске, обращая особое внимание на выступление директора по развитию продуктовой линейки Госкорпорации «Росатом» Владислава Корогодина. В докладе приведен обстоятельный анализ ядерной энергосистемы IV поколения как векторе развития. Уделяется особое внимание требованиям к ядерной энергетической системе IV поколения, ключевым целям GEN IV IF, мировой двухкомпонентной ядерной энергетики с замкнутым топливным циклом, а также перспективным российским проектам IV поколения. С выступлением Владислава Корогодина можно ознакомиться по ссылке.

Познакомим наших читателей с пояснениями еще одного эксперта — профессора кафедры «Атомные станции и возобновляемые источники энергии» Уральского федерального университета Российской Фелерации Олега Ташлыкова.

Итак, "Что, когда и для чего решили назвать поколением IV?" — спросили корреспонденты "Страны Росатом".

Принадлежность к четвертому поколению определяет не отдельно взятый реактор, а комплекс, в который, помимо реактора, входят блоки переработки облученного топлива и фабрикации нового. Этот комплекс называется ядерной энергетической системой (ЯЭС). Перспективная крупномасштабная ядерная энергетика должна обладать гарантированной безопасностью, экономической устойчивостью и конкурентоспособностью, не ограниченной на длительный период времени сырьевой базой, экологической устойчивостью (малоотходностью). Из этого следуют требования к ЯЭС четвертого поколения и, соответственно, к реактору в ее составе.

В 2000 году государства-​члены МАГАТЭ признали, что для внедрения инноваций, обеспечивающих устойчивое удовлетворение энергетических потребностей в XXI веке, необходимы скоординированные научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы. В 2001 году был учрежден международный форум «Поколение IV» (GIF, Generation IV International Forum). В 2002‑м, рассмотрев более 100 проектов, эксперты выбрали шесть технологий: быстрый натриевый реактор, быстрый свинцовый, быстрый газовый, сверхкритический водяной, жидкосолевой и сверхвысокотемпературный газовый. Три технологии из шести прямо относятся к быстрым, а сверхкритический водяной реактор в зависимости от конструкции активной зоны может быть с тепловым, промежуточным или быстрым спектром нейтронов.

Технология с быстрыми реакторами за счет избыточного нейтронного потенциала в активной зоне дает возможность расширенного воспроизводства ядерного топлива. Быстрый спектр нейтронов обеспечивает уникальные условия для выжигания младших актинидов, наработки коммерческих изотопов (например, кобальта‑60 с высокой удельной активностью).

Из шести выбранных только технология быстрых натриевых реакторов имеет значительный опыт проектирования, сооружения, эксплуатации и может быть реализована в промышленном масштабе в ближайшем десятилетии.

Подробнее о российских проектах реакторов четвертого поколения, БН‑1200M и БРЕСТ-ОД‑300, а также о параметрах недавно введенной в коммерческую эксплуатацию первой в мире АЭС четвертого поколения — китайской ​«Шидаовань», читайте в полной версии статьи по ссылке.