В настоящее время на территории РФ работает только один реактор такого типа – БН-600 на Белоярской АЭС. Он был введен в эксплуатацию в 1980 году, а проект реактора создан в 1963 году, задолго до Чернобыльской катастрофы, после которой нормы безопасности были существенно повышены. Еще один реактор на быстрых нейтронах, БН-800, начиная с 1984 года строится на той же атомной станции. АЭС расположена в 38 км от восточной границы города Екатеринбурга (Свердловская область) на территории муниципального образования «Город Заречный». В качестве водоема-охладителя АЭС использует Белоярское водохранилище, которое образовано путем зарегулирования русла реки Пышмы (Обский бассейн).

На сегодняшний момент на территории Белоярской АЭС находятся также два остановленных энергоблока – АМБ-100 и АМБ-200. Первый энергоблок АМБ («Атом мирный большой») мощностью 100 МВт был включен в энергосистему 26 апреля 1964 года, ровно за 22 года до Чернобыльской трагедии. Энергоблок № 2 мощностью 200 МВт с одноконтурной схемой был введен в действие 29 декабря 1967 года. Блоки проработали 17 и 21 год соответственно и были остановлены «в связи с некомпенсируемыми отступлениями от правил безопасности» в 1981 и 1989 годах.

Схема реактора БН-600

Блок тип БН («Быстрые нейтроны») – экспериментальная технология ядерной индустрии. Реакторы на быстрых нейтронах также называют «бридерами» (от англ. breed– размножать). Бридеры способны нарабатывать плутоний.

В БН-600 используется жидкометаллический теплоноситель. В качестве теплоносителя в первом и втором контурах используется натрий, третий контур – пароводяной с промежуточным (натриевым) перегревом пара. Активные зоны реакторов типа БН весьма существенно отличаются от активных зон реакторов на тепловых нейтронах. Главная особенность реактора-бридера состоит в том, что в его активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается гораздо большим выходом (на 20–27 %) вторичных нейтронов, чем в реакторах на тепловых нейтронах [37] .

Проект энергоблока с реактором БН-600 был разработан без учета требований современных правил и норм по безопасности. В нем не решены вопросы обеспечения независимости каналов управления и электроснабжения систем безопасности, оснащения ряда элементов оборудования первого контура страховочными корпусами на случай течи натрия.

Одна из серьезных проблем, возникающих при эксплуатации БН-600, это принципиальная возможность меж-контурной неплотности парогенераторов натрий – вода, течи натрия. За время эксплуатации блока было выявлено 12 межконтурных неплотностей, произошло 27 течей, пять из них на системах с радиоактивным натрием, 14 сопровождались горением натрия, пять были вызваны неправильным ведением ремонтных работ или операциями ввода/вывода в ремонт. Количество вытекшего натрия составляло в разных случаях от од до 1000 кг при средней массе 2 кг.

Блок БН-600 имеет ряд несоответствий требованиям «Общих положений обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97)».

– В период проектирования и сооружения энергоблока промышленная площадка БАЭС относилась к несейсмичной зоне, в связи с этим не по всем системам и элементам проведены расчеты, подтверждающие выполнение своих функций при землетрясениях выше определенных уровней. Это увеличивает риск аварий, поскольку при сейсмических воздействиях с повышенной интенсивностью возможен выход из строя элементов третьего контура, участвующего в расхолаживании энергоблока.

– Имеющаяся сеть непрерывных измерений мощности дозы ионизирующих излучений не позволяет производить контроль по всем направлениям санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения. При проектных и запроектных авариях оценка и прогнозирование радиационной обстановки на окружающей местности могут не обеспечить полную оценку радиационного воздействия на население по всем направлениям санитарно-защитной зоны и зоны наблюдений [38] .

– 21 января 1987 года на реакторе БН-600 произошла авария: в результате превышения допустимой эксплуатационной температуры в активной зоне реактора произошло массовое нарушение герметичности ТВЭЛов (тепловыделяющие элементы, то есть ядерное топливо). Это привело к выбросу радиоактивности с суммарной активностью около 100 тыс. кюри. Авария по всем признакам соответствовала 4-му уровню по шкале INES. Такой уровень был первоначально присвоен аварии на АЭС «Фукусима-Дайчи», однако затем был поднят до максимального 7-го.

– В августе 1992 года экспедицией Госкомчернобыля России в районе Белоярской АЭС обнаружены аномальные концентрации цезия-137 и кобальта-60. Максимальная мощность излучения зарегистрирована на уровне около 1200 мкР/ч и сформирована в основном излучением кобальта-60.

– 22 декабря 1992 года на станции при перекачке жидких радиоактивных отходов на спецводоочистку для их переработки из-за халатности персонала было затоплено помещение обслуживания насосов хранилища жидких радиоактивных отходов (ХЖО). Вода поступила в страховочный поддон и из-за его неплотности, а также из-за переполнения попала в грунт под ХЖО, а затем по специальной дренажной сети, предназначенной для отвода грунтовых вод, – в водоем-охладитель. Общее количество жидких радиоактивных отходов, попавших в поддон, составило около 15 кубометров суммарной активностью 6 кюри. Суммарная активность цезия-137, попавшего в пруд-охладитель, около 6 мКи. Этому инциденту был присвоен 3-й уровень по шкале INES.