Быстрое семейство
Гид по реакторным установкам БН с натриевым теплоносителем
В России накоплен значительный опыт разработки и эксплуатации быстрых реакторов с натриевым теплоносителем, демонстрирующий высокую степень освоенности и надежности этой реакторной технологии, что, в свою очередь, создает хорошие предпосылки для достижения высокого уровня безопасности и конкурентоспособности в перспективных проектах БН.
Физические принципы
В реакторах на тепловых нейтронах для производства энергии используется уран-235. Этот изотоп в любой единице массы планетарного урана составляет 0,7%, а оставшиеся 99,3% — это уран-238, который для тепловых реакторов не является ядерным топливом, поскольку практически не делится в спектре тепловых нейтронов. Всего в недрах Земли имеется около 10–14 млн тонн урана, порядка 4 млн из них уже израсходовано.
По мнению экспертов, при работе только реакторов на тепловых нейтронах, которые составляют сегодня основу мировой ядерной энергетики, уже к концу нынешнего столетия запасы планетарного урана-235 окажутся исчерпанными. Следовательно, атомной энергетике, построенной на основе только этих реакторов, присущ тот же принципиальный недостаток, что и традиционной энергетике на органическом топливе — исчерпаемость топливных ресурсов.
Международное сотрудничество по быстрым реакторам
АО «ОКБМ Африкантов» — главный подрядчик по разработке и изготовлению основного оборудования китайского экспериментального реактора на быстрых нейтронах CEFR и демонстрационного реактора CFR-600.
Коротко
Однако существует ядерный процесс, который позволяет использовать для производства энергии подавляющую составную часть природного урана — уран-238: при захвате нейтрона уран-238 превращается в плутоний-239, который является таким же делящимся материалом, как и уран-235. При облучении плутоний-239 не только делится, но и захватывает нейтроны, в связи с чем накапливаются его другие изотопы: плутоний-240, -241, -242, такое превращение наиболее эффективно происходит в реакторе на быстрых нейтронах. Принципиально важно, что при этом возможна наработка плутония в количестве, превышающем потребности самого реактора (поэтому реакторы такого типа называют размножителями). За счет этого происходит не только наработка топлива для обеспечения работающих быстрых реакторов, но и постепенное его накопление. В связи с этим становится очевидным, что внедрение реакторов-размножителей на быстрых нейтронах является необходимым условием для развития крупномасштабной ядерной энергетики.
В процессе эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах должна быть решена важнейшая задача — создание замкнутого ядерного топливного цикла, который характеризуется повторяющимися циклами переработки отработавшего ядерного топлива и изготовления на основе выделенного плутония нового топлива. Решение этой задачи позволит:
— осуществить расширенное воспроизводство уран-плутониевого топлива с вовлечением в него плутония, накапливаемого и в тепловых реакторах, а также оружейного плутония, увеличив эффективность использования природного урана в ~100 раз;
— выделить радиоактивные отходы тепловых и быстрых реакторов, образующиеся в процессе ядерных реакций;
— обеспечить в перспективе выжигание наиболее опасных радиоактивных отходов — трансурановых элементов (изотопов нептуния, америция, кюрия с большим периодом полураспада).
Этапы освоения быстрых натриевых реакторов
Работы по быстрым реакторам были начаты в Физико-энергетическом институте с создания исследовательской базы — экспериментального реактора мощностью 5 МВт (БР-5, 1958 г.) с последующим повышением мощности до 10 МВт (БР-10, 1973 г.). В нем впервые были использованы и испытаны в работе научно-технические идеи и решения, на основе которых позднее стали развиваться быстрые реакторы большей мощности. К числу таких решений относились: натриевый теплоноситель для отвода тепла от ядерного реактора, керамическое топливо в виде смеси диоксидов урана и плутония, нержавеющие стали в качестве основного материала конструкций, контактирующих с натрием.
Реактор БОР-60 (разработчик проекта РУ — ОКБ «Гидропресс») представлял собой следующую ступень в освоении технологии быстрых натриевых реакторов и разрабатывался с более широкими возможностями для проведения различных исследований. Реактор был введен в эксплуатацию в 1969 году и является основной экспериментальной базой натриевых реакторов по настоящее время.
Опыт, полученный в процессе разработки, строительства и эксплуатации реакторов БР-5/10 и БОР-60, позволил в начале 60-х годов прошлого столетия приступить к проектированию и созданию опытно-промышленного реактора БН-350, а затем осуществить промышленное освоение данной технологии — разработку более крупных проектов энергетических натриевых реакторов БН-600, БН-800 и их ввод в эксплуатацию (главный конструктор РУ — Опытное конструкторское бюро машиностроения им. И. И. Африкантова, научный руководитель проектов — Физико-энергетический институт им. А. И. Лейпунского, генеральный проектировщик АЭС — Санкт-Петербургский институт «Атомпроект»).
БН-350: первый в мире опытно-промышленный энергетический реактор на быстрых нейтронах
Опытно-промышленная АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-350 была построена на полуострове Мангышлак вблизи г. Шевченко (в настоящее время — г. Актау, Республика Казахстан) и предназначалась для выработки электроэнергии и опреснения морской воды, что требовалось для нужд промышленных предприятий и города. В период эксплуатации БН-350 это была единственная атомная опреснительная установка в мире.
Начало работ над проектом — 1960 год.
Начало строительства — 1964 год.
Энергопуск — 1973 год.
Вывод из эксплуатации — 1998 год.
БН-600: более 40 лет безотказной работы реактора
Ключевой установкой, демонстрирующей достигнутые результаты и возможности дальнейшего усовершенствования реакторов на быстрых нейтронах, является БН-600 (блок № 3 Белоярской АЭС). Это единственный в мире успешно работающий более 40 лет быстрый реактор промышленного уровня мощности, эксплуатируемый в коммерческом режиме. БН-600 трижды признавался лучшим среди энергоблоков страны по показателям надежности и безопасности.
Начало строительства — 1969 год.
Энергопуск — 1980 год.
Продление проектного срока эксплуатации — 2010 год
(лицензия на продление до 2025 года).
БН-800: самый мощный в мире действующий энергетический реактор на быстрых нейтронах
БН-800, разработанный АО «ОКБМ Африкантов», введен в эксплуатацию в составе блока № 4 Белоярской АЭС в 2016 году. Для реакторов БН-350 и БН-600 использовалось обогащенное топливо, основной их задачей была отработка конструкции оборудования энергетических быстрых натриевых реакторов. Реактор БН-800 эксплуатируется на смешанном уран-плутониевом топливе и призван обеспечить отработку элементов замкнутого ядерного топливного цикла для перехода к новой технологической платформе.
Начало работ по сооружению — 1985 год.
Возобновление сооружения энергоблока — 1997 год.
Физпуск — 2014 год.
Энергопуск — 2015 год.
Проект БН-1200: перспектива развития направления
Разработка и реализация проектов БН-350, БН-600 и БН-800 позволили создать эффективную проектно-конструкторскую, производственную и эксплуатационную инфраструктуру, которая явилась базой для дальнейшего развития технологии БН. Эксплуатация РУ БН-800 позволит проверить эффективность новых технических решений и обеспечить переход к созданию серийной РУ БН-1200М и промышленной инфраструктуры ЗЯТЦ. В настоящее время сформирована устойчивая кооперация предприятий, обеспечивающая высокий уровень разработки, изготовления оборудования, монтажных, пусконаладочных работ и эксплуатации энергоблоков с быстрыми реакторами с натриевым теплоносителем, что в совокупности с накопленным опытом их разработки в России свидетельствует о зрелости данной технологии и о возможности на горизонте 2030-х годов осуществить сооружение энергоблока № 5 Белоярской АЭС с реактором БН-1200.
Реализация комплекса работ, запланированных в рамках программы НИОКР по проекту, позволит создать серийный коммерческий энергоблок БН-1200М, удовлетворяющий требованиям конкурентоспособности по отношению к энергоисточникам различного типа для обеспечения реализации стратегии развития ядерной энергетики России в части создания двухкомпонентной энергетической системы на базе технологий ВВЭР и БН. При разработке БН-1200 АО «ОКБМ Африкантов» является главным конструктором реакторной установки и обеспечивает координацию необходимых НИОКР, включая определение оптимальных проектных решений по энергоблоку.
Безопасность РУ БН-1200
В проекте реакторной установки БН-1200 используется ряд новых технических решений по повышению безопасности:
— полное интегрирование натриевых систем и оборудования первого контура в баке реактора, что исключает течи радиоактивного натрия и его взаимодействие с воздухом — наиболее опасный класс проектных аварий для реакторов БН;
— применение усовершенствованной системы аварийного теплоотвода с автономными теплообменниками, встроенными в корпус реактора, обеспечивающей естественную циркуляцию натрия непосредственно через ТВС активной зоны за счет использования в АТО обратного клапана пассивного принципа действия, что повышает уровень снимаемой мощности при допустимом температурном состоянии активной зоны;
— дополнительно к системе пассивного останова на основе гидравлически взвешенных стержней (ПАЗ-Г), хорошо отработанной для реактора БН-800, предусматривается внедрение системы стержней ПАЗ-Т, реагирующих на изменение температуры натрия на выходе из активной зоны. Данный тип устройств чувствителен к повышению температуры теплоносителя во всех авариях с разбалансом соотношения мощности и расхода и, следовательно, обеспечивает дополнительное повышение безопасности РУ.
Подробности
Реализация проекта БН-1200М на основе референтных технологий БН-600, БН-800 и инновационных технических решений обеспечит:
— создание конкурентоспособных АЭС с высоким уровнем безопасности;
— создание структуры замкнутого топливного цикла в промышленном масштабе для решения проблемы топливообеспечения атомной энергетики на длительную перспективу;
— снижение объемов радиоактивных отходов за счет переработки ОЯТ ВВЭР и использования выделенных из него плутония и младших актинидов;
— лидерство России в мире по реакторам на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.
Для повышения безопасности и экономичности применен ряд новых схемно-компоновочных и технических решений:
— интегральная компоновка первого контура с размещением всех натриевых систем, включая фильтр-ловушки, системы нейтронно-физического и химико-технологического контроля, в баке реактора;
— переход от секционно-модульной схемы парогенераторов к интегральной, основанной на применении прямотрубных модулей большой мощности, что приводит к значительному уменьшению материалоемкости;
— обеспечение длительной выдержки ТВС во внутриреакторном хранилище, что позволило исключить барабан с натрием в системе перегрузки;
— обеспечение длительной кампании ТВС за счет укрупнения твэлов, что обеспечит снижение затрат на топливо.
Мощность серийного энергоблока выбрана исходя из следующих требований:
— одинаковая электрическая мощность с АЭС-2006 с целью согласованного подхода к выбору площадок для размещения АЭС и унификации турбогенератора и другого электротехнического оборудования системы выдачи электроэнергии;
— транспортабельность крупногабаритного оборудования по железной дороге (корпус реактора и большая поворотная пробка собираются на строительной площадке).
