A Roszatom megkezdte a BRESZT-OD-300 típusú ólomhűtésű gyorsneutronos reaktorral felszerelt innovatív blokk építését.

2021 júniusában a reaktor alaptestébe beöntötték az első adag betont, ezzel a nyugat-szibériai Szeverszk városa mellett működő Szibériai Vegyi Üzem telephelyén megkezdődött BRESZT-OD-300 típusú, ólomhűtésű gyorsneutronos reaktorral szerelt atomerőművi blokk építése. Ugyanezen a telephelyen fog működni a jövőben a reaktor kiégett üzemanyagának újrafeldolgozására szolgáló modul is. Továbbá egy kevert urán-plutónium (nitrid) üzemanyagot előállító egység. A gyorsneutronos reaktorok előnye, hogy lehetővé teszik a nukleáris üzemanyagciklus melléktermékeinek, mint például a plutóniumnak a felhasználását. Szaporító reaktornak is hívják ezeket, miután több potenciális üzemanyagot képesek előállítani, mint amennyit felhasználnak.

Ezek együttesen olyan demonstrációs célú energetikai komplexumot alkotnak, amelyben a világon először valósul meg egy telephelyen belül a nukleáris üzemanyagciklus zárása.

A 300 MW teljesítményű BRESZT-OD-300 reaktorban az ilyen gyorsneutronos reaktorok számára optimalizált, kevert urán-plutónium (nitrid) üzemanyagot használnak. A reaktor működése során keletkező kiégett üzemanyagot pedig helyben újra feldolgozzák. De ugyanitt állítják majd elő a reaktor számára a fent említett friss nitrid üzemanyaggal töltött kazettákat. Az innovatív gyorsneutronos reaktor a Roszatom Áttörés projektjének keretében valósul meg, amely a nukleáris energetikai ipar számára egy új technológiai platformot jelent.

Az új ólomhűtésű blokk a Kísérleti Demonstrációs Energetikai Komplexum nevű nukleáris technológia klaszter része. A klaszter három technológiai létesítményt, a BRESZT-OD-300-as blokkot, az erőművi blokk számára kevert urán-plutónium (nitrid) üzemanyagot előállító egységet és a kiégett üzemanyag újrafeldolgozására (reprocesszálására) szolgáló modult egyesíti A rendszer kiépülésével lassanként teljesen autonómmá válik a létesítmény, amelynek így nem lesz szüksége külső üzemanyagbeszállításra.

Az orosz atomenergetikai ágazat a jövőben kétkomponensű, termikus- és gyorsneutronos reaktorokkal működő rendszerrel és zárt nukleáris üzemanyagciklussal számol.

Ez a stratégia nemcsak a rendelkezésre álló üzemanyag mennyiségét növeli, hanem segít megoldani a kiégett üzemanyagok kérdését is. A technológiának  köszönhetően újra hasznosulni tud a kiégett nukleáris üzemanyag és radikálisan csökken a nukleáris hulladék mennyisége. Ami azt jelentheti, hogy a nukleáris üzemanyag végtelen számú újrafeldolgozásának köszönhetően az atomenergia üzemanyagbázisa gyakorlatilag kimeríthetetlenné válik. Ezzel a jövő nemzedék számára megoldódhat a felhalmozott kiégett nukleáris üzemanyagok problémája. A projekt ismét azt mutatja, hogy az oroszok járnak az élen. Most a világon elsőként olyan technológia letéteményesei lettek, amely teljes mértékben megfelel a fenntartható fejlődés követelményeinek. Bár Rafael Grossi, a NAÜ főigazgatója szerint a BRESZT építésének kezdetével az orosz Roszatom és általában az egész világ nukleáris ipara halad előre.

A BRESZT-OD-300 ólomhűtéses reaktor konstrukciója az úgynevezett természetes biztonságon alapul.

A reaktor sajátosságai miatt elhagyható a zónaolvadékcsapda, a sokszoros biztosítás, valamint alacsonyabb biztonsági osztályba sorolhatók a primer körön kívüli berendezések is. A reaktor integrált kialakításának és reaktorfizikai jellemzőinek köszönhetően kizárt egy olyan baleset, amely miatt a lakosság kitelepítésére lenne szükség. A jövőben az ehhez hasonló berendezések az atomenergiát nem csupán biztonságosabbá, hanem gazdasági szempontból versenyképesebbé is teszik.

A tervek szerint a BRESZT-OD-300 reaktor 2026-ban kezdi meg működését. 2023-ra szeretnék beüzemelni az üzemanyaggyártó létesítményt, majd várhatóan 2024-ben kezdődik meg a kiégett üzemanyagot feldolgozó létesítmény építése. A BRESZT-OD-300 reaktor képes önmagát ellátni üzemanyaggal, az urán 238-as tömegszámú izotópjából származó plutónium-239-cel. A természetes urán 99 százaléka ugyanis 238-as tömegszámú izotópból áll és mindössze 0,7 százalékban tartalmazza az uránérc a termikus reaktorokban dúsítás után felhasznált urán-235-ös izotópot. Az gyorsneutronos technológiának köszönhetően a jövőben exponenciálisan nő a természetes urán felhasználásának hatékonysága. Világszinten vizsgálva az energiahordozókból kinyerhető energia mennyiségét tekintve az urán aránya 86%, a széné 8%, az olaj és földgáz aránya pedig egyaránt 3-3%.