Ученые заверяют, что инциденты исключены.

В Томской области, рядом с нашим регионом, будет создан опытно-демонстрационный энергоблок с ядерным реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300. Речь идет о предприятии Росатома «Сибирский химический комбинат».

Выдача Ростехнадзором лицензии на создание в России такого энергоблока  означает, что отечественная атомная отрасль впервые в мире переходит к практическому освоению новых гражданских энергетических реакторных установок с тяжелометаллическим теплоносителем, рассказал РИА Новости главный редактор информационного портала по атомной энергетике AtomInfo.ru Александр Уваров.

Россия — единственная страна, обладающая успешным опытом эксплуатации реакторов с тяжелометаллическим теплоносителем, применявшихся на ряде советских атомных подводных лодок.

Помимо энергоблока, там разместится комплекс по производству смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива для реактора БРЕСТ-ОД-300, а также комплекс по переработке отработавшего топлива. Комплекс позволит создать пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл, что даст возможность не только производить электричество, но и готовить из топлива, выгружаемого из активной зоны реактора, новое. Ранее сообщалось, что пуск реактора БРЕСТ-ОД-300 намечен на 2026 год.

Реактор БРЕСТ-ОД-300 предназначен для практического подтверждения основных технических решений, закладываемых в реакторные установки со свинцовым теплоносителем в замкнутом ядерном топливном цикле, и основных положений концепции естественной безопасности, на которой эти решения основываются.

Свинцовый теплоноситель обладает целым рядом преимуществ. Во-первых, он мало замедляет нейтроны, что принципиально важно для работы «быстрых» реакторов. Кроме того, свинец имеет высокую температуру кипения (около 1,8 тысячи градусов Цельсия), он химически инертен при контакте с водой и воздухом, не требует высокого давления в контуре теплоносителя.

Сочетание свойств тяжелого свинцового теплоносителя и плотного теплопроводного нитридного топлива создает условия для достижения полного воспроизводства ядерного «горючего» и исключает наиболее тяжелые аварии — с неконтролируемым ростом мощности (как в Чернобыле) и потерей отвода тепла от активной зоны реактора (как в Фукусиме).