Развитие и разработки реакторов типа БН в СССР (России)

Реакторы на быстрых нейтронах (быстрые реакторы) разрабатываются с 1949 г.

Пущенный в ФЭИ в 1955 г. реактор нулевой мощности БР-1 позволил экспериментально подтвердить возможность расширенного воспроизводства плутония. В настоящее время этот реактор является аттестованным источником нейтронов для калибровки детекторов, образцов, измерительных устройств.

На реакторе БР-5, работающем с 1959 г. получены первые принципиальные данные по физике, технологии радиоактивного натрия, работоспособности твэлов и др., необходимые для разработки энергетических быстрых реакторов с натриевым охлаждением.

С 1973 г. после модернизации мощность реактора увеличена до 8 МВт и он получил название БР-10. В 1983 г. после капитальной реконструкции и замены корпуса кардинально повышена безопасность реактора.

В течение 30 лет он использовался для изучения работоспособности топлива, исследований материалов, получения изотопов для биологических и медицинских целей, на нем проверяются и отрабатываются технические решения, направленные на повышение безопасности энергетических реакторов.

Опыт работы этого реактора, стендов и установок ФЭИ был положен в основу проектов более мощного экспериментального реактора БОР-60 и энергетических реакторов БН-350, БН-600, БН-800.

Разработка и освоение реакторов БОР-60, БН-350, БН-600 выполнены под научным руководством ФЭИ.

Реактор БОР-60 (г. Димитровград, 1969) используется для ресурсных испытаний топлива, тепловыделяющих сборок и новых активных зон, для испытаний моделей парогенераторов, для освоения новых технологий.

Основные технические характеристики БОР-60



Тепловая мощность	60 МВт
Электрическая мощность	10 МВт
Макс. плотность нейтронного потока	3,7 1015 см-2с-1
Макс. плотность теплового потока	1100 кВт/л
Осевая неравномерность тепловыделения	1,15
Средняя энергия нейтронов	0,45 Мэв
Топливо	UO2 - PuO2
Обогащение по 235U	45 - 90 %
Максимальная скорость выгорания топлива	до 6% /год
Годовой флюенс нейтронов	до 5.10 22см-2
Скорость накопления повреждающей дозы	до 25 сна /год
Конструкция топливного стержня:
диаметр оболочки	6 х 0.3 мм
длина	1100 мм
высота:
верхнего отражателя	100 мм
активной зоны	450 мм
нижнего отражателя	150 мм
нижнего газового объема	300 мм
Теплоноситель	натрий
Температура теплоносителя:
на входе в реактор	до 330 оС
на выходе из реактора	до 530 оС
Продолжительность микрокомпании	до 120 суток
Реактор вырабатывает энергию	265 суток в год

Реактор БН-350 (г. Актау, 1972) - первый энергетический быстрый реактор, важный энергоисточник Восточного Казахстана, дал большой опыт промышленного масштаба и, что не менее важно, явился экспериментальной базой для крупномасштабного освоения технологии натрия, физических исследований и испытаний топливных сборок, других элементов активной зоны, оборудования.

Реактор БН-600 (п. Заречный, 1980) - энергетический реактор, работающий в энергосистеме Среднего Урала в качестве III блока БАЭС. Реактор имеет прогрессивную, с точки зрения безопасности, интегральную компоновку, высокую надежность, хорошие энергетические параметры, практически не влияет на окружающую среду. Опыт БН-600 привлекает к себе внимание специалистов всех стран, развивающих программы быстрых реакторов.

Дальнейшая работа по быстрым реакторам связана с проектированием новых энергоблоков повышенной безопасности с улучшенными экономическими показателями. Большое значение для практического комплексного освоения быстрых реакторов и топливного цикла имеет реализация проекта БН-800. Энергоблоки мощностью 800 МВт с реакторами на быстрых нейтронах, являются по существу модифицированной и улучшенной версией БН-600.

Энергоблоки с реактором на быстрых нейтронах мощностью 800 МВт будут сооружаться на БАЭС и на других АЭС, что позволит в значительной степени улучшить обеспечение энергетики ядерным топливом.

Крупномасштабный ввод быстрых реакторов позволит сократить максимальный уровень ежегодного потребления природного урана в несколько раз.

Разрез реактора БН-800

1 - главный циркуляционный насос;

2 - большая поворотная пробка;

3 - механизм перегрузки;

4 - малая поворотная пробка;

5 - центральная поворотная колонна с механизмами СУЗ;

6 - верхняя неподвижная защита;

7 - корпус реактора;

8 - страховочный корпус;

9 - теплообменник;

10 - активная зона;

11 - напорная камера

Повышение мощности блока с 600 до 800 МВт достигнуто в пределах габаритов реактора-предшественника. В качестве основы принята традиционная гомогенная зона со смешанным окисным уран-плутониевым топливом. В нашей стране это первый опыт промышленного использования смешанного окисного топлива в энергетическом реакторе.

Для изготовления топлива будет использован плутоний любого изотопного состава, выработанный в тепловых реакторах, а затем -- и в быстрых реакторах.

Повышение мощности с 600 до 800 МВт потребовало увеличения объема активной зоны и числа тепловыделяющих сборок.

Основные параметры энергоблока БН-800
Тепловая мощность, МВт	2100
Электрическая мощность, МВт	800
Температура натрия, °С: первого контура второго контура	547/354 505/310
Расход теплоносителя по первому и второму контурам, т/ч	3000

Предусмотрено три зоны с различным обогащением топлива. Увеличение количества органов управления до 30 позволило создать две независимые системы воздействия на реактивность и обеспечить выполнение соответствующих требований нормативной документации по безопасности.

В машинном зале устанавливаются одна турбина мощностью 800 МВт и два главных питательных насоса с трубопроводами. В целях улучшения водного режима признано целесообразным изготовить подогреватели высокого и низкого давления из нержавеющей стали.

Увеличение масштабов строительства АЭС привело к дальнейшему ужесточению требований обеспечения безопасности; оно коснулось и АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. В связи с этим потребовалось пересмотреть ряд технических решений, которые были использованы на реакторах БН-600, и принять новые.

Для своевременного обнаружения ухудшения условий теплосъема в отдельных сборках и получения информации о начальном этапе развития максимальной проектной аварии предусматриваются анализ, обработка сигналов и выдача оператору “совета” о возникновении кипения натрия по акустическим и нейтронным шумам.

Для энергоблока БН-800 предусмотрены системы аварийного расхолаживания через вспомогательные теплообменники “натрий-воздух”, подключенные к каждой петле второго контура параллельно парогенераторам. Эта система обеспечивает аварийный теплосъем при потере энергоснабжения от системы или потере питательной воды.

В проекте БН-800 предусмотрен резервный щит управления (РЩУ). Состав систем и приборов, выносимых на РЩУ, определяется задачами: остановить реактор и осуществлять контроль основных нейтронных и технологических параметров, характеризующих процесс расхолаживания, и контроль параметров, определяющих состояние помещений и систем установки с точки зрения пожарной безопасности.

Система управления быстрым вводом стержней аварийной защиты состоит из двух комплектов, каждый из которых управляет сбросом всех стержней. Независимость комплектов обеспечивается размещением их в разных помещениях, прокладкой линии связи по разным кабельным трассам и подключением к разным источникам электроснабжения. В состав комплектов по каждому параметру входят три независимых канала формирования сигналов отключения параметров.

Реактор на быстрых нейтронах БН-K - базовый элемент Новой технологической платформы развития атомной энергетики

Реактор БН-К - головной коммерческий энергоблок - основа новой технологической платформы (НТП) широкого развития атомной энергетики
с реакторами на быстрых нейтронах и замкнутым топливным циклом, решающими долгосрочную проблему топливных ресурсов в энергетике.

В соответствии с НТП энергоблок БН-К должен быть введен в эксплуатацию в 2018 - 2020 гг.

Блочно-транспортабельная АЭТС БН ГТ-300 с быстрым натрийохлаждаемым реактором и газотурбинным преобразователем

Разрабатывается на базе технологий АЭС типа БН (в частности БН-600), транспортных ЯЭУ с использованием газотурбинной установки замкнутого контура.

Размещение основного оборудования
АТЭС БН ГТ-300/100 в капонире

Предназначена:

· для энергоснабжения крупных промышленных и коммунальных потребителей, обеспечивая выработку электрической энергии промышленных параметров при одновременной (без снижения электрической мощности) выдаче тепловой энергии для нужд теплофикации;

· замещения выработавших ресурс энергоблоков ТЭЦ, ГРЭС и АЭС;

· строительства новых (поэтапно наращиваемых) энергетических мощностей.

· При частичном снижении электрической мощности АЭТС может выдавать дополнительное тепло в систему теплофикации, а также тепловую энергию повышенных параметров - до 600°С - для различных технологических применений.

· Поставляется на место эксплуатации в виде железнодорожных блок-вагонов 100%-ной заводской готовности.

Блок-вагоны:

1 - реакторной установки;

2 - турбогенератора и электрооборудования;

3 - турбокомпрессоров;

4 - регенератора и концевого газоохладителя;

5 - пускорезервного и вспомогательного оборудования;

6 - БЩУ, мастерских и др.;

7 - отработавшей (или новой) реакторной установки

ОСНОВНЫЕ ТЕХНИКО-ЭКОНОМИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ
Электрическая мощность, МВт	300
Тепловая мощность, МВт	725
Максимальная теплофикационная мощность при полной электрической, МВт / Гкал/час при снижении электрической до 220, МВт / Гкал/час	100/86 440/378
Стоимость кВт установленной мощности (оценка), доллар/кВт	470
Себестоимость производства электроэнергии, цент/кВтЧчас	0,8
Срок службы реакторного блока, лет	48
Окупаемость от начала эксплуатации серийного образца АЭТС, лет	4

Прорабатываются варианты АЭТС БН ГТ на 100 и 200 МВт эл.

ОСОБЕННОСТИ АЭТС БН ГТ-300

· Порядок эксплуатации АЭТС предусматривает исключение ядерно-опасных работ на станции путем замены реакторного блок-вагона с отработавшей активной зоной на блок-вагон заводской готовности со свежей активной зоной, что значительно снижает риск загрязнения окружающей среды.

Защитные барьеры АЭТС

· Безопасность АЭТС обеспечивается системой барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду и защитой от внешних воздействий.

· Проектный уровень радиационного воздействия на окружающую среду газоаэрозольных выбросов и сбросных вод не превышает 1% от предельно допустимой среднегодовой дозы.

· После завершения работы АЭТС возврат площадки в разряд земель общего пользования осуществляется без значительных финансовых издержек.

· Малые размеры площадки АЭТС и блочное исполнение станции позволяют располагать её в непосредственной близости от потребителя с исключением дополнительных энергосетей.

· Постоянство КПД АЭТС во всём рабочем диапазоне нагрузок (10 - 100% номинальной мощности) снижает стоимость вырабатываемой энергии, позволяет обходиться без пиковых электростанций.

КОНКУРЕНТНЫЕ ПРЕИМУЩЕСТВА АЭТС БН ГТ-300

· сравнительно низкая себестоимость производства электроэнергии

· низкая удельная стоимость установленной мощности

· малые сроки строительства

· наличие подходящих ниш в структуре энергопроизводства

· простота решения проблемы выбора площадки размещения станции

· возможность передислокации АЭТС на другую подготовленную площадку

· простота снятия АЭТС с эксплуатации

· повышенная безопасность на месте эксплуатации

· высокая степень защиты от наземных и воздушных террористических актов.

Потребление энергии - важнейший показатель, во многом определяющий уровень экономического развития, национальную безопасность и благосостояние населения любой страны. Рост энергопотребления всегда сопровождал развитие человеческого общества, но особенно стремительным он был на протяжении ХХ века: потребление энергии увеличилось почти в 15 раз, достигнув к его концу абсолютной величины около 9,5 млрд тонн нефтяного эквивалента (т.н.э.). Сжигание угля, нефти, природного газа обеспечивает около 80% мирового энергопотребления. В XXI веке его рост, несомненно, будет продолжаться, особенно в развивающихся странах, для которых экономическое развитие и повышение качества жизни населения неизбежно связаны со значительным увеличением количества потребляемой энергии, в первую очередь ее наиболее универсального вида - электричества. К середине XXI века прогнозируется удвоение мирового энергопотребления и утроение потребления электроэнергии.

Общая тенденция роста энергопотребления усиливает зависимость большинства стран от импорта нефти и природного газа, обостряет конкуренцию за доступ к источникам энергоресурсов, порождает угрозу глобальной безопасности. Одновременно возрастает озабоченность экологическими последствиями производства энергии, в первую очередь из-за опасности недопустимого загрязнения атмосферы выбросами продуктов сжигания углеводородного топлива

Поэтому в не столь уж отдаленном будущем человечество будет вынуждено перейти на использование альтернативных "безуглеродных" технологий производства энергии, которые позволят в течение длительного времени надежно удовлетворять растущие потребности в энергии без недопустимых экологических последствий. Однако приходится признать, что известные на сегодня возобновляемые источники энергии - ветровой, солнечной, геотермальной, приливной и др. - по своим потенциальным возможностям не могут служить для крупномасштабного энергопроизводства (см. "Наука и жизнь" № 10, 2002 г. - Прим. ред. ). А весьма многообещающая технология управляемого термоядерного синтеза все еще находится на стадии исследований и создания демонстрационного ядерного реактора (см. "Наука и жизнь"№8, 2001 г.,№9, 2001 г. - Прим. ред. ).

По мнению многих специалистов, к числу которых относится и автор настоящей статьи, реальным энергетическим выбором человечества в XXI веке станет широкое использование ядерной энергии на основе реакторов деления. Атомная энергетика могла бы уже сейчас взять на себя значительную часть прироста мировых потребностей в топливе и энергии. Сегодня она обеспечивает около 6% мирового потребления энергии, в основном электрической, где ее доля составляет около 18% (в России - около 16%).

Для более широкого использования ядерной энергии, с тем чтобы она стала основным базовым источником энергии уже в текущем столетии, необходимы несколько условий. Прежде всего, атомной энергетике нужно отвечать требованиям гарантированной безопасности для населения и окружающей среды, а природным ресурсам для производства ядерного топлива - обеспечивать функционирование "большой" атомной энергетики по меньшей мере в течение нескольких столетий. И, кроме того, по технико-экономические показателям атомная энергетика должна не уступать лучшим источникам энергии на углеводородном топливе.

Посмотрим, насколько современная атомная энергетика отвечает этим требованиям

О ГАРАНТИРОВАННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ АТОМНОЙ

ЭНЕРГЕТИКИ

Вопросы безопасности атомной энергетики с момента ее зарождения рассматривались и достаточно эффективно решались системно и на научной основе. Однако в период ее становления все-таки возникали аварийные ситуации с недопустимыми выбросами радиоактивности, в том числе две крупномасштабные аварии: на АЭС "Три Майл Айленд" (США) в 1979 году и на Чернобыльской АЭС (СССР) в 1986-м. В связи с этим мировое сообщество ученых и специалистов-атомщиков под эгидой Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) разработало рекомендации, соблюдение которых практически исключает недопустимые воздействия на окружающую среду и население при любых физически возможных авариях на АЭС. Они, в частности, предусматривают: если в проекте с достоверностью не обосновано, что расплавление активной зоны реактора исключается, возможность такой аварии необходимо учитывать и доказывать, что предусмотренные в конструкции реактора физические барьеры гарантированно исключают недопустимые последствия для окружающей среды. Рекомендации МАГАТЭ вошли составной частью в национальные нормативы по безопасности атомной энергетики многих стран мира. Некоторые инженерные решения, обеспечивающие безопасность эксплуатации современных реакторов, описаны ниже на примере реакторов БН-600 и БН-800.

РЕСУРСНАЯ БАЗА ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА ЯДЕРНОГО

ТОПЛИВА

Как известно, что существующая технология атомной энергетики, основанная на так называемых "тепловых" ядерных реакторах с водяным или графитовым замедлителем нейтронов, не может обеспечить развития крупномасштабной атомной энергетики. Это связано с низкой эффективностью использования природного урана в таких реакторах: используется только изотоп U-235, содержание которого в природном уране составляет всего лишь 0,72%. Поэтому долговременная стратегия развития "большой" атомной энергетики предполагает переход к прогрессивной технологии замкнутого топливного цикла, основанной на использовании так называемых быстрых ядерных реакторов и переработке топлива, выгруженного из реакторов атомных станций, для последующего возврата в энергетический цикл невыгоревших и вновь образовавшихся делящихся изотопов.

В "быстром" реакторе бoльшую часть актов деления ядерного топлива вызывают быстрые нейтроны с энергией более 0,1 МэВ (отсюда и название "быстрый" реактор). При этом в реакторе происходит деление не только очень редкого изотопа U-235, но и U-238 - основной составляющей природного урана (~99,3%), вероятность деления которого в спектре нейтронов "теплового реактора" очень низка. Принципиально важно, что в "быстром" реакторе при каждом акте деления ядер образуется большее количество нейтронов, которые могут быть использованы для интенсивного превращения U-238 в делящийся изотоп плутония Pu-239.

Нейтронно-физические особенности быстрого реактора таковы, что процесс образования в нем плутония может иметь характер расширенного воспроизводства, когда в реакторе образуется вторичного плутония больше, чем выгорает первоначально загруженного. Процесс образования избыточного количества делящихся изотопов в ядерном реакторе получил название "бридинг" (от англ. breed - размножать). С этим термином связано принятое в мире название быстрых реакторов с плутониевым топливом - реакторы-бридеры, или размножители.

Практическая реализация процесса бридинга имеет принципиальное значение для будущего атомной энергетики. Дело в том, что такой процесс дает возможность практически полностью использовать природный уран и тем самым почти в сто раз увеличить "выход" энергии из каждой тонны добытого природного урана. Это открывает путь к практически неисчерпаемым топливным ресурсам атомной энергетики на длительную историческую перспективу. Поэтому общепризнано, что использование бридеров - необходимое условие создания и функционирования атомной энергетики большого масштаба.

После того как в конце 1940-х годов была осознана принципиальная возможность создания быстрых реакторов-размножителей, в мире начались интенсивные исследования их нейтронно-физических характеристик и поиски соответствующих инженерных решений. В нашей стране инициатором исследований и разработок по быстрым реакторам стал академик Украинской академии наук Александр Ильич Лейпунский, который до своей кончины в 1972 году был научным руководителем обнинского Физико-энергетического института (ФЭИ).

Инженерные сложности создания быстрых реакторов связаны с целым рядом присущих им особенностей. К их числу относятся: большая энергонапряженность топлива; необходимость обеспечить его интенсивное охлаждение; высокие рабочие температуры теплоносителя, элементов конструкции реактора и оборудования; радиационные повреждения конструкционных материалов, вызванные интенсивным облучением быстрыми нейтронами. Для решения этих новых научно-технических задач и отработки технологии быстрых реакторов потребовалось развитие крупномасштабной научно-исследовательской и опытно-экспериментальной базы с уникальными стендами, а также создание в 1960-1980-е годы целого ряда экспериментальных и демонстрационных энергетических реакторов этого типа в России, США, во Франции, в Великобритании и Германии. Примечательно, что во всех странах в качестве охлаждающей среды - теплоносителя - для быстрых реакторов был выбран натрий, несмотря на то, что он активно реагирует с водой и водяным паром. Решающими достоинствами натрия как теплоносителя стали его исключительно хорошие теплофизические свойства (высокая теплопроводность, большая теплоемкость, высокая температура кипения), низкие затраты энергии на циркуляцию, пониженное коррозионное воздействие на конструкционные материалы реактора, относительная простота его очистки в процессе эксплуатации.

Первый отечественный демонстрационный энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 тепловой мощностью 1000 МВт был введен в строй в 1973 году на восточном побережье Каспийского моря. Он имел традиционную для атомной энергетики петлевую схему передачи теплоты и паротурбинный комплекс для преобразования тепловой энергии. Часть тепловой мощности реактора использовалась для выработки электроэнергии, остальная шла на опреснение морской воды. Одна из отличительных особенностей схемы этой и последующих реакторных установок с натриевым теплоносителем - наличие промежуточного контура передачи теплоты между реактором и пароводяным контуром, продиктованное соображениями безопасности.

Реакторная установка БН-350, несмотря на сложность ее технологической схемы, успешно работала с 1973 по 1998.

Большая разветвленность натриевых контуров в реакторе БН-350 вызывала беспокойство, поскольку в случае их аварийной разгерметизации мог возникнуть пожар. Поэтому, не дожидаясь пуска реактора БН-350, в СССР началось проектирование более мощного быстрого реактора БН-600 интегральной конструкции, в котором натриевые трубопроводы большого диаметра отсутствовали и почти весь радиоактивный натрий первого контура был сосредоточен в корпусе реактора. Это позволило практически полностью исключить опасность разгерметизации первого натриевого контура, снизить пожарную опасность установки, повысить уровень радиационной безопасности и надежности реактора.

Реакторная установка БН-600 надежно работает с 1980 года в составе третьего энергоблока Белоярской АЭС. Сегодня это самый мощный из действующих в мире реакторов на быстрых нейтронах, который служит источником уникального эксплуатационного опыта и базой для натурной отработки усовершенствованных конструкционных материалов и топлива.

Во всех последующих проектах реакторов этого типа в России, так же как и в большинстве проектов коммерческих быстрых реакторов, разработанных за рубежом, используется интегральная конструкция.

Обеспечение безопасности быстрых реакторов

Уже при проектировании первых энергетических реакторов на быстрых нейтронах большое внимание уделялось вопросам обеспечения безопасности как при их нормальной работе, так и при аварийных ситуациях. Направления поиска соответствующих проектных решений определялись требованием исключить недопустимые воздействия на окружающую среду и население за счет внутренней самозащищенности реактора, применения эффективных систем локализации потенциально возможных аварий, ограничивающих их последствия.

Самозащищенность реактора основана в первую очередь на действии отрицательных обратных связей, стабилизирующих процесс деления ядерного топлива при повышении температуры и мощности реактора, а также на свойствах используемых в реакторе материалов. Для иллюстрации внутренне присущей быстрым реакторам безопасности укажем некоторые их особенности, связанные с использованием в них натриевого теплоносителя. Высокая температура кипения натрия (883oС при нормальных физических условиях) позволяет поддерживать в корпусе реактора давление, близкое к атмосферному. Это упрощает конструкцию реактора и повышает его надежность. Корпус реактора не подвергается в процессе работы большим механическим нагрузкам, поэтому его разрыв еще менее вероятен, чем в существующих реакторах с водой под давлением, где он относится к классу гипотетических. Но даже такая авария в быстром реакторе не представляет опасности с точки зрения надежного охлаждения ядерного топлива, поскольку корпус окружен герметичным страховочным кожухом, а объем возможной утечки натрия в него незначителен. Разгерметизация трубопроводов с натриевым теплоносителем в быстром реакторе интегральной конструкции также не приводит к опасной ситуации. Поскольку теплоемкость натрия достаточно велика, даже при полном прекращении отвода тепла в пароводяной контур температура теплоносителя в реакторе будет повышаться со скоростью примерно 30 градусов в час. При нормальной работе температура теплоносителя на выходе из реактора составляет 540oС. Значительный запас температуры до закипания натрия дает резерв времени, достаточный, чтобы принять меры, ограничивающие последствия подобной маловероятной аварии.

В проекте реактора БН-800, в котором использованы основные инженерные решения БН-600, приняты дополнительные меры, обеспечивающие сохранение герметичности реактора и исключающие недопустимые воздействия на окружающую среду, даже при гипотетической крайне маловероятной аварии с расплавлением активной зоны реактора.

БЛОЧНЫЙ ЩИТ УПРАВЛЕНИЯ РЕАКТОРА БН-600

Многолетняя эксплуатация быстрых реакторов подтвердила достаточность и эффективность предусмотренных мер обеспечения безопасности. За 25 лет эксплуатации реактора БН-600 не было ни аварий со сверхнормативными выбросами радиоактивности, ни облучения персонала и тем более местного населения. Быстрые реакторы продемонстрировали высокую устойчивость в работе, ими легко управлять. Освоена технология натриевого теплоносителя, которая эффективно нейтрализует его пожароопасность. Утечки и горение натрия персонал уверенно обнаруживает, а их последствия надежно ликвидирует. В последние годы все более широкое применение в проектах быстрых реакторов находят системы и устройства, способные перевести реактор в безопасное состояние без вмешательства персонала и подвода энергии со стороны.

Технико-экономические показатели быстрых реакторов

Особенности натриевой технологии, повышенные меры безопасности, консервативный выбор проектных решений первых реакторов - БН-350 и БН-600 стали причинами более высокой их стоимости по сравнению с реакторами, охлаждаемыми водой. Однако их создавали главным образом для проверки работоспособности, безопасности и надежности быстрых реакторов. Эта задача и была решена их успешной эксплуатацией. При создании следующей реакторной установки - БН-800, предназначенной для массового использования в атомной энергетике, больше внимания уделили технико-экономическим характеристикам, и в результате по удельным капитальным затратам удалось существенно приблизиться к ВВЭР-1000 - основному типу отечественных энергетических реакторов на медленных нейтронах.

К настоящему времени можно считать установленным, что быстрые реакторы с натриевым теплоносителем имеют большой потенциал дальнейшего технико-экономического совершенствования. К основным направлениям улучшения их экономических характеристик при одновременном повышении уровня безопасности относятся: повышение единичной мощности реактора и основных компонентов энергоблока, совершенствование конструкции основного оборудования, переход на закритические параметры пара с целью увеличения термодинамического кпд цикла преобразования тепловой энергии, оптимизация системы обращения со свежим и отработавшим топливом, увеличение глубины выгорания ядерного топлива, создание активной зоны с высоким внутренним коэффициентом воспроизводства (КВ) - до 1, увеличение срока службы до 60 лет и более.

Совершенствование отдельных видов оборудования, как показали конструкторские проработки, выполненные в ОКБМ, может оказать весьма существенное влияние на улучшение технико-экономических показателей и реакторной установки, и энергоблока в целом. Например, проработки по совершенствованию системы перегрузки перспективного реактора БН-1800 показали возможность значительного уменьшения металлоемкости этой системы. Замена модульных парогенераторов на корпусные оригинальной конструкции позволяет значительно уменьшить их стоимость, а также площадь, объем и материалоемкость парогенераторного отделения энергоблока.

Как влияет мощность реактора и технологическое совершенствование оборудования на металлоемкость и уровень капитальных затрат, можно видеть из таблицы.

Совершенствование быстрых реакторов, естественно, потребует определенных усилий со стороны промышленных предприятий, научных и проектных организаций. Так, для увеличения глубины выгорания ядерного топлива предстоит разработать и освоить производство конструкционных материалов активной зоны реактора, более стойких к нейтронному облучению. Работы в этом направлении в настоящее время ведутся.

Быстрые реакторы могут служить не только для получения энергии. Потоки нейтронов высокой энергии способны эффективно "сжигать" наиболее опасные долгоживущие радионуклиды, образующиеся в отработавшем ядерном топливе. Это имеет принципиальное значение для решения проблемы обращения с радиоактивными отходами атомной энергетики. Дело в том, что период полураспада некоторых радионуклидов (актиноидов) намного превышает научно обоснованные сроки стабильности геологических формаций, которые рассматриваются в качестве мест окончательного захоронения радиоактивных отходов. Поэтому, применив замкнутый топливный цикл с выжиганием актиноидов и трансмутацией долгоживущих продуктов деления в короткоживущие, можно радикально решить проблему обезвреживания отходов атомной энергетики и многократно уменьшить объем радиоактивных отходов, подлежащих захоронению.

Перевод атомной энергетики, наряду с "тепловыми" реакторами, на быстрые реакторы-бридеры, а также на замкнутый топливный цикл позволит создать безопасную энергетическую технологию, в полной мере отвечающую требованиям устойчивого развития человеческого общества.

ОТЧЕЧЕСТВЕННЫЙ ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ БЫСТРЫХ

РЕАКТОРОВ

В Советском Союзе в Казахстане на берегу Каспийского моря (г.Шевченко, ныне г.Актау) 25 лет эксплуатировался реактор на быстрых нейтронах БН-350. Кроме выработки электроэнергии БН-350 обеспечивал теплом опреснительную установку для получения чистой пресной воды из морской в количестве 200 тыс. тонн в сутки, на что использовалась приблизительно половина его мощности.

В 1973 г. при пуске БН-350 появились течи в парогенераторах. Наличие трехконтурной схемы, специфичной для ядерноэнергетической установки с жидкометаллическим охлаждением, обезопасило активную зону реактора от попадания продуктов взаимодействия воды с натрием. После завершения ремонта парогенераторов, установка была введена в эксплуатацию и отработала свой ресурс. В 2000 году реактор БН-350 по финансовым и политическим причинам был остановлен. Успешная эксплуатация реактора БН-350 позволила продолжать развитие этого перспективного направления.

Полномасштабный учет опыта разработки и эксплуатации демонстрационной АЭС с реактором БН-350 позволил создать уникальный проект первой опытно-промышленной АЭС с реактором БН-600.

В апреле 1980 года на Белоярской АЭС состоялся пуск коммерческого реактора на быстрых нейтронах БН-600. Белоярская АЭС им. И.В. Курчатова - первенец большой ядерной энергетики СССР. Строительство ее первой очереди было начато в 1958 г., в апреле 1964 г. вступил в строй первый энергоблок с водографитовым канальным реактором АМБ-100, а в 1967 году - второй энергоблок с АМБ-200. В настоящее время эти энергоблоки выработали свой ресурс и выведены из промышленной эксплуатации.

БН-600 - крупнейший в мире работающий энергоблок с реактором на быстрых нейтронах. Он успешно эксплуатируется уже более 25 лет и имеет одни из лучших эксплуатационных показателей среди действующих российских энергоблоков.

Реактор БН-600 благодаря своим конструктивным особенностям наделен внутренне присущими свойствами безопасности, т.е. обладает способностью предотвратить аварию за счет естественных факторов, не требующих вмешательства человека или систем безопасности. Реактор БН-600 является самым экологически чистым из всех типов существующих современных реакторов. При его работе практически не происходит выхода радиоактивности за его пределы. Наблюдение за радиационными характеристиками внешней среды, гамма-фоном на местности, атмосферными выпадениями, радиоактивностью флоры и фауны показывает, что перечисленные характеристики обусловлены естественными радиоактивными источниками и находятся на уровне фоновых значений. Например, экспозиционная мощность дозы гамма-излучения в городе энергетиков Заречный, находящемся в 3-х км от промышленной площадки, составляет 6-9 мкР/ч, при естественном фоне на территории России 4-20 мкР/ч. Вследствие высокой эффективности удержания натрием йода - радиационно-опасного радионуклида, легко усваиваемого щитовидной железой человека, - этот радионуклид в выбросах отсутствует. Можно с уверенностью утверждать, что энергоблок с реактором БН-600 практически не изменяет радиационное состояние окружающей среды.

Опыт эксплуатации реактора БН-600 убедительно подтвердил высокую надежность и работоспособность конструкции быстрого реактора интегрального типа с натриевым теплоносителем. Средний коэффициент использования установленной мощности БН-600 за период эксплуатации составил около 75%. Накопленный положительный опыт эксплуатации реактора БН-600 явился надежной основой для разработки проектов и создания следующего поколения реакторов типа БН.

Проектные решения энергоблока БН-600 послужили основой для создания проекта нового энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БН-800. Его тепловая мощность 2100 МВт, электрическая мощность составляет 880 МВт. Строительство этого энергоблока идет в настоящее время на площадке Белоярской АЭС. Реактор БН-800 соответствует лучшим мировым образцам.

Эксплуатация реактора БН-800, пуск которого намечен в 2012 году, означает переход к освоению нового этапа развития технологии БН с использованием смешанного уран-плутониевого топлива - естественного топлива для этого вида реакторной технологии.

Пуск реактора БН-800 позволит:

* осуществить плавный переход от опытно-промышленной технологии уранового топливного цикла (типа БН-600) к промышленной технологии быстрых реакторов уран-плутониевого цикла, удовлетворяющей требованиям к АЭС коммерческого типа;

* создать пилотное производство смешанного уран-плутониевого топлива, отработать на нем основные технологические процессы, получить первый опыт эксплуатации активной зоны на смешанном топливе, что необходимо для создания промышленного топливного производства и разработки проекта пилотной коммерческой АЭС;

сохранить высокий уровень исследовательской, проектной и конструкторской базы, созданной в течении 50 лет с вложением огромных государственных средств;

приумножить международный авторитет атомной отрасли России. Быстрые натриевые реакторы - это одна из немногих ядерных технологий, где приоритет России высок, а технология обладает экспортным потенциалом. Примером этого является продажа опыта эксплуатации БН-600 в Японию, разработка проекта и поставка оборудования для реактора CEFR в Китай, контрактные работы по заказам Кореи, Франции, Японии и США.

Исследования и разработка технологии быстрых реакторов продолжаются не только в России. В настоящее время интерес к этому направлению проявляют не только традиционные ядерные державы, такие как США, Франция, Англия, но и развивающиеся страны. Так, Индия строит коммерческий быстрый реактор мощностью 500 МВт. Китай завершает строительство экспериментального быстрого реактора мощностью 60 МВт. К 2020 году Китай планирует построить среднемасштабную АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, в 2025 г. начать строительство крупномасштабной опытной АЭС с быстрым реактором, а после 2030 года соорудить коммерческую АЭС с быстрым реактором четвертого поколения.

В мире растет понимание того, что быстрые реакторы являются ключевым звеном в создании крупномасштабной экологически безопасной атомной энергетики будущего.

Тема реакторов на быстрых нейтронах для нашего государства входит в число приоритетных. Сегодня мы предлагаем читателям вернуться к истокам отечественной быстрой программы - быстрому натриевому реактору БН-350. Какова была роль, отводившаяся энергоблоку в Шевченко, и какой опыт российские организации смогли получить при его эксплуатации?

Разобраться в этом нам поможет Рудольф БАКЛУШИН, эксперт МАГАТЭ с многолетним стажем, долгое время работавший заместителем главного инженера БН-350. Сегодня мы публикуем первую из цикла статей, подготовленных Рудольфом Петровичем.

БН-350 - первый энергетический быстрый реактор

РУ БН-350 - первая в мире установка с энергетическим реактором на быстрых нейтронах. Опыт её создания, сооружения, наладки и эксплуатации позволил понять и решить многие проблемы АЭС типа БН.

В годы создания БН-350 ставилась цель получения возможно большего количества вторичного ядерного горючего - плутония - для обеспечения широкого развития атомной энергетики. Поскольку наработка плутония пропорциональна мощности реактора, масштабное и экономически выгодное производство его могло быть организовано только при достаточно большой мощности реакторной установки. Экономические расчеты показали, что производство плутония в быстром реакторе может быть выгодным при мощности последнего 1000 МВт (тепловых) и выше. Этот вывод был получен к 1960 году и предопределил создание БН-350.

В мае 1960 года ФЭИ было подготовлено техническое задание на разработку проекта установки с реактором на быстрых нейтронах и натриевым теплоносителем тепловой мощностью 1000 МВт. Позднее этот проект получил название БН-350. В том же месяце правительство СССР приняло постановление о начале разработки. Как предполагалось, пуск нового реактора должен был состояться в 1966 году. Однако, сроки пришлось несколько раз сдвигать из-за сложности и новизны возникавших проблем, многие из которых были вызваны влиянием масштабного фактора.

Основные этапы жизненного пути БН-350:

· начало работ над проектом - 1960 год;

· начало строительства - 1964 год;

· энергопуск - 1973 год;

· начало вывода из эксплуатации - 1998 год.

Реакторная установка в Шевченко проектировалась ведущими российскими организациями. Всего в этой работе участвовали десятки организаций разного профиля, но особую роль в создании БН-350 сыграли ФЭИ, ОКБМ, ОКБ ГП и ВНИПИЭТ:

· Физико-энергетический институт (ФЭИ, г.Обнинск) осуществлял научное руководство проектом и отвечал за разработку вопросов физики реактора, натриевой технологии и безопасности;

· Опытное конструкторское бюро машиностроения (ОКБМ, г. Нижний Новгород) выступало в качестве главного конструктора РУ; им разработаны реактор с механизмами СУЗ и перегрузки, главные циркуляционные насосы (ГЦН), натриевая арматура большого диаметра;

· Опытное конструкторское бюро "Гидропресс" (ОКБ ГП, г. Подольск) -конструктор основного теплообменного оборудования, в т.ч. парогенераторов натрий-вода;

· Всероссийский научно-исследовательский и проектный институт энергетических технологий (ВНИПИЭТ, г. Санкт-Петербург) являлся генеральным проектантом РУ.

Эти же организации вели авторское сопровождение пуска и эксплуатации установки, решали возникающие научно-технические проблемы, оказывали необходимую помощь эксплуатационникам.

Следует подчеркнуть, что на момент начала работ над проектом БН-350 знания и практический опыт работы с жидкими металлами концентрировались в ФЭИ. Там же был построен исследовательский реактор БР-5. Международный обмен в области быстрых реакторов в те годы практически отсутствовал. Отечественным специалистам требовалось сделать гигантский рывок вперёд. Для сравнения, объём натрия в первом контуре исследовательского реактора БР-5 составлял 1,7 м3, а в первом контуре БН-350 речь шла уже о 510 м3.

Реактор БОР-60, который иногда называется предшественником БН-350, начал разрабатываться на 4 года позже. В его проектных решениях и даже программе пуска можно отследить влияние наработок, сделанных для БН-350. Ввод в эксплуатацию БОР-60 состоялся раньше, чем был пущен БН-350, и произошло это благодаря меньшим масштабам димитровградского реактора.

Принципиальные проектные решения, принятые в БН-350

Принципиальные решения, заложенные в проекте БН-350, выбирались с учётом опыта и знаний, имевшихся на начало 60-ых годов. Свой отпечаток на проекте оставило и трёхцелевое назначение нового реактора - производство электрической и тепловой энергии и наработка вторичного ядерного горючего.

Для проекта БН-350 были приняты следующие основные принципиальные решения:

· тепловая мощность - 1000 МВт, что позволяло обеспечить приемлемые технико-экономические характеристики установки;

· активная зона реактора выбрана компактной (диаметр 1,5 м и высота 1 м), но при этом окружённой относительно толстыми боковым и торцевыми воспроизводящими экранами;

· предусмотрено наличие резервной петли для поддержания высокого КИУМ;

· теплоносителем первого и второго контура выбран натрий;

· использованы парогенераторы натрий-вода с разделением сред через одну стенку;

· технологические параметры БН-350 были приняты весьма умеренными; температура натрия на выходе из реактора составляла 500°С, а давление и температура перегретого пара составляли 4,9 МПа и 435°С, соответственно.

Особенности быстрых реакторов требовали принципиально нового подхода к конструкциям оборудования и технологическим системам, к средствам управления и защиты, КИПиА, а также к обеспечению надежности и безопасности РУ. Для обоснования физических и технических решений были проведены многочисленные расчеты и эксперименты. Пришлось впервые разрабатывать оборудование для натриевых систем промышленного масштаба, а также создавать уникальные методы контроля технологических параметров натриевых систем, контроля и поддержания качества теплоносителя.

Задачи, поставленные перед реактором БН-350

Прежде всего, российские специалисты планировали в ходе создания и эксплуатации БН-350 подтвердить или скорректировать имевшиеся научные и технические представления о быстрых натриевых реакторах. Речь идёт о характерных особенностях БН и процессах, происходящих как в режимах нормальной эксплуатации, так и при нарушениях и аварийных ситуациях.

Требовалось также подтвердить (или не подтвердить) принятые принципиальные решения по конструкциям оборудования, по построению технологических систем и по принципам обеспечения безопасности. На БН-350 предполагалось рассмотреть целесообразность и необходимость внесения изменений в конструктивные и схемные решения быстрых натриевых реакторов, а также выполнить их оптимизацию для будущих установок.

Несомненно, одной из главных задач БН-350 следует назвать получение реального опыта ввода в эксплуатацию энергетического быстрого реактора с натриевым теплоносителем. От отечественных специалистов требовалось также научиться вести эксплуатационные режимы, пуски, остановы, перегрузки топлива, ремонт и текущее обслуживание, понять правильность предусматриваемых мер предосторожности (или определить их избыточность), и наконец, оптимизировать действия персонала в различных ситуациях.

Из этого, в частности, вытекала необходимость накопить статистику по отказам конкретного оборудования, типовым нарушениям режимов и ошибкам персонала, а также определить их влияние на надёжность и работоспособность установки. Важным моментом являлся сбор данных по исходным событиям, приводящим к тем или иным нештатным ситуациям, которые или не были предусмотрены конструкторами и проектантами или создавались эксплуатационным персоналом по неопытности или небрежности.

И разумеется, особенная важность придавалась задаче подготовить и обучить персонал, имевший опыт работы на тепловых реакторах, к эксплуатации реактора нового типа с экзотическим для тех условий теплоносителем (натрий).

НАКОПЛЕННЫЙ ОПЫТ - КРАТКИЕ ИТОГИ

Прежде всего, следует отметить, что основные научные представления и принципиальные решения, заложенные в проект, были в ходе эксплуатации БН-350 подтверждены. Единственным исключением можно назвать проблему, связанную с саморазвитием малых течей воды в натрий в парогенераторах, более подробно о которой будет рассказано в следующих статьях цикла.

Эксплуатация БН-350 подтвердила надёжность и безопасность энергоблоков с быстрыми натриевыми реакторами, их лёгкость в управлении. Его эксплуатация позволила собрать обширный объём информации, что обеспечило надёжную базу для разработки последующих реакторных установок.

Конечно, при эксплуатации и, особенно, в период пусковых работ и первый период освоения установки наблюдались неполадки, отказы некоторых узлов и элементов. Причиной части из них был недостаток опыта эксплуатационного персонала и наладчиков. Причиной других служила не всегда правильная оценка проектантами и конструкторами реальных условий эксплуатации, влияния масштабного фактора, а также просто ошибки.

Например, неправильная оценка температурного режима оборудования приводила к осаждению натриевых паров в узких зазорах. А это, в свою очередь, вызывало затруднения при пуске ГЦН первого контура после длительной стоянки или при вращении поворотных пробок реактора. Но персоналу удавалось оперативно определять причины отказов и устранять неполадки.

Может быть, одним из самых неприятных дефектов, выявленных при наладке, оказалось почти полуторакратное превышение реального расхода натрия в петлях второго контура над проектной величиной. Это влекло за собой образование воронок и захват газа со свободных уровней, а также гидроудары и перегрузку двигателей ГЦН. Для исправления дефекта потребовалось разрезать трубопроводы 500 мм - часть из которых уже была заполнена натрием - и вваривать в них дроссели. В конечном итоге, по данной причине пуск установки задержался примерно на месяц.

Но знание таких отказов и понимание их причин - не самое главное в опыте эксплуатации. Проанализировав опыт, полученный при создании, пуске и эксплуатации БН-350, российские организации смогли критически оценить решения, принимаемые в проекте энергоблока БН-600, и внести в них своевременные изменения, что обеспечило успешный ввод блока в эксплуатацию.

Накопленные нами к сегодняшнему дню опыт и знания позволяют нам давать ответ практически на любой вопрос, возникающий при проектировании или эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах. И это открывает нам сегодня дорогу к серийным быстрым реакторам.

Какие естественные физические процессы были использованы в проекте БН-350? Что входило в состав программы физических исследований при вводе БН-350 в эксплуатацию? Как показала себя в работе натриевая арматура? Об этом и многом другом читайте в следующей статье цикла.

В 2012 году на Белоярской АЭС начнется строительство пятого энергоблока БН-1800

Сегодня руководитель Федерального агентства по атомной энергии (Росатом) Сергей Кириенко вместе с полпредом президента РФ в УрФО Петром Латышевым и министром промышленности, энергетики и науки Владимиром Молчановым посетили Белоярскую атомную электростанцию (БАЭС) (Свердловская область). Там чиновники ознакомились с ходом строительства четвертого энергоблока БН-800.

БН-800 - реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, его электрическая мощность составляет 880 мегаватт. По результатам эксплуатации, реакторы типа БН признаны на мировом уровне одними из самых экологически чистых.

На ноябрь-декабрь текущего года запланировано начало приемки и сборки частей корпуса реактора на БАЭС, поступающих с заводов-изготовителей. В настоящее время продолжается сооружение других объектов: специального и административно-лабораторно-бытового корпусов, водоводов, береговой насосной станции и других. Завершение строительства и ввод в эксплуатацию четвертого энергоблока намечены на 2012 год. Общая стоимость строительства - около 60 миллиардов рублей. В 2007 году из федерального бюджета выделено свыше 5 миллиардов рублей, а в 2008 году сумма бюджетных инвестиций будет еще больше.

В настоящее время ведется эскизное проектирование 5-го блока БАЭС с реактором БН-1800 - головного энергоблока для серийного строительства. Сооружать его будет легче и быстрее, поскольку многие объекты инфраструктуры, уже построенные на площадке БН-800, рассчитаны сразу на два энергоблока. А коллектив строителей, накопивший опыт на сооружении БН-800, применит свои навыки на возведении БН-1800. Сооружение 5-го энергоблока БАЭС может начаться с пуском 4-го энергоблока в 2012 году и завершиться к 2018-2020 годам.