СОДЕРЖАНИЕ Введение ......................................................................................................................................................2

Этапы освоения быстрых натриевых реакторов ...................................................................5

Опыт разработки и эксплуатации РУ БН-350 ............................................................................8

Опыт разработки и эксплуатации РУ БН-600 ..........................................................................10

Реакторная установка БН-800 ........................................................................................................16

Перспектива развития направления — проект БН-1200 .................................................26

Эволюция технических решений по повышению безопасности проектов БН .............................................................................................................................................29

Заключение ..............................................................................................................................................30

Список сокращений .............................................................................................................................32

54

ВВЕДЕНИЕОбъективная реальность не только для России, но и для всего мирового сообщества — это неуклонный рост энергопотребления при снижении запасов органического топлива. В настоящее время около 80 % потребности человечества в энергии обеспечиваются установками на органическом топливе. Доля атом-ной энергетики в структуре общего энергообеспечения незначительна — не более 6 %, а в производстве электроэнергии ~16 %.

Структура мировой энергетики. Доля в энергопотреблении

2 % Гидроэнергия

6 % Атомная энергетика

11 % Возобновляемые источники

22 % Газ

24 % Уголь

35 % Нефть

С одной стороны, объективные процессы сокращения ресурсов органического топлива, снижение их до-ступности, рост цен на них и, соответственно, на производимую энергию, требование снижения воздей-ствия на окружающую среду и население лежат в основе прогнозов по росту атомной энергетики.

Основой мировой атомной энергетики является в настоящее время технология реакторов на тепловых (медленных) нейтронах. В нашей стране это, в основном, технология ВВЭР, которая достигла высокого уровня безопасности и коммерциализации. В реакторах на тепловых нейтронах в качестве горючего ис-пользуется уран-235. Этот изотоп в любой единице массы планетарного урана составляет 0,7%, а оставши-еся 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 милли-онов тонн урана, порядка 4 миллионов из них уже израсходованы.

По мнению экспертов, при работе только реакторов на тепловых нейтронах, уже к концу нынешнего сто-летия запасы планетарного урана-235 окажутся исчерпанными. Следовательно, атомной энергетике, по-строенной на основе только этих реакторов, присущ тот же принципиальный недостаток, что и для тради-ционной энергетики на органическом топливе. Существует, однако, 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 ма-териалом, 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 эф-фективно происходит в реакторе на быстрых нейтронах. Принципиально важно то, что при этом возможна наработка плутония в количестве, превышающем потребности самого реактора (реактор–размножитель). За счёт этого происходит наработка топлива не только для обеспечения работающих быстрых реакторов, но и постепенного его накопления для реакторов другого типа. В связи с этим становится очевидным, что внедрение реакторов — размножителей на быстрых нейтронах является необходимым условием для раз-вития крупномасштабной ядерной энергетики.

В процессе эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах должна быть решена важнейшая задача — соз-дание замкнутого ядерного топливного цикла, который характеризуется повторяющимися циклами пере-работки отработавшего ядерного топлива и изготовления на основе выделенного плутония нового топли-ва. Решение этой задачи позволит:

осуществить расширенное воспроизводство уран-плутониевого топлива с вовлечением в него плу-тония, накапливаемого и в тепловых реакторах, а также оружейного плутония, увеличив эффектив-ность использования природного урана в ~100 раз;

выделить радиоактивные отходы тепловых и быстрых реакторов, образующиеся в процессе ядер-ных реакций;

обеспечить в перспективе выжигание наиболее опасных радиоактивных отходов — трансурановых элементов (изотопов нептуния, америция, кюрия с большим периодом полураспада).

Запасы планетарного урана

В недрах Земли

Израсходовано

U-23899,3%

U-2350,7%

~25%

76

Схема замкнутого топливного цикла реакторов типа ВВЭР и БН

Быстрые натриевые реакторы — основной тип реакторов для реализации замкнутого топливного цикла

ЭТАПЫ ОСВОЕНИЯ БЫСТРЫХ НАТРИЕВЫХ РЕАКТОРОВРаботы по быстрым реакторам были начаты в Физико-энергетическом институте АО «ГНЦ РФ-ФЭИ» с создания исследовательской базы — экспериментального реактора мощностью 5 МВт (БР-5, 1958 г.) с последующим её повышением до 10 МВт (БР-10, 1973 г.). В нем впервые были использованы и испытаны в работе научно-тех-нические идеи и решения, на основе которых позднее стали развиваться быстрые реакторы большей мощ-ности. 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 — АО «ОКБ Гидропресс») представлял собой следующую ступень в освоении технологии быстрых натриевых реакторов и разрабатывался с более широкими возможностями по проведению различных исследований. Реактор был введён в эксплуатацию в 1969 г. и является основной экспериментальной базой натриевых реакторов по настоящее время.

Опыт, полученный в процессе разработки, строительства и эксплуатации реакторов БР5/10 и БОР-60, позво-лил в начале 60-х годов прошлого столетия приступить к проектированию и созданию опытно-промышленно-го реактора БН-350. Реактор начал эксплуатироваться с 1973 г.

Опыт эксплуатации РУ БН-350 и дальнейшая разработка более крупных проектов энергетических натрие-вых реакторов и их ввод в эксплуатацию (БН-600, БН-800) позволили осуществить промышленное освоение данной технологии (Главный конструктор РУ — Опытное конструкторское бюро машиностроения имени И. И. Африкантова, научный руководитель проектов — Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпун-ского, генеральный проектировщик АЭС — Санк-Петербургский институт «Атомпроект»).

В феврале 2010 г. постановлением Правительства РФ утверждена Федеральная целевая программа «Ядер-ные энерготехнологии нового поколения на период 2010–2015 годов и на перспективу до 2020 года», пред-усматривающая проведение научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ (НИОКР) по проекту быстрого натриевого реактора нового поколения БН-1200. Был создан центр ответственности для более эф-фективной координации работ по проекту. Разработка проекта БН-1200 и экспериментальное обоснование принятых решений позволят на горизонте 2022–2025 гг. создать коммерческий энергоблок, работающий в замкнутом топливном цикле, с технико-экономическими показателями, сравнимыми с показателями совре-менных блоков ВВЭР.

Международное сотрудничество по быстрым реакторам

АО «ОКБМ Африкантов» — главный подрядчик по разработке и изготовлению основного оборудования китайского экспериментального реактора на быстрых нейтронах CEFR.

98

ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ И ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЕ РЕАКТОРЫ

ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕАКТОРЫ РАЗРАБОТКИ АО «ОКБМ АФРИКАНТОВ»

БР-5/10

19591969

19731980

2015

Этап разработки

БОР-60БН-350

БН-600БН-800

БН-1200

Р О С С И Й С К А Я Ф Е Д Е Р А Ц И Я

К И Т А Й

К А З А Х С Т А НАктау

Заречный

Обнинск

НижнийНовгород

Димитровград

CEFR

Пекин

География размещения быстрых реакторов

Более 50 лет опыта разработки быстрых натриевых реакторов

Основные технические характеристики реакторов БН

БН-350 БН-600 БН-800 БН-1200

Вид компоновки петлевая интегральная интегральная интегральная

Вид топлива Двуокись урана (UO₂)

Двуокись урана (UO₂)

Двуокись урана

и плутония (UPuO₂)

Двуокись урана

и плутония/ Нитрид урана

и плутония (UPuO₂/UPuN)

Коэффициент воспроизводства 0,93 (плутониевый коэффициент)

0,85 (плутониевый коэффициент)

1,0 1,2–1,4

Номинальная тепловая мощность, МВт 750 1470 2100 2800

Электрическая мощность, брутто, МВт до 150* 600 880 1220

Температура теплоносителя по первому контуру на входе/выходе ПТО, °С

440/280 535/368 547/354 550/410

Температура теплоносителя по второму контуру на входе/выходе ПГ, °С

420/270 505/318 505/309 527/355

Параметры третьего контура: – температура острого пара, °С – давление острого пара, МПа – температура питательной воды, °С

410 4,9

160

505

14 240

490

14 210

510

17 275

* Кроме выработки электроэнергии, установка с реактором БН-350 обеспечивала опреснение морской воды

1110

ОПЫТ РАЗРАБОТКИ И ЭКСПЛУАТАЦИИ РУ БН-350Опытно-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. На момент эксплуатации это была единственная атомная опреснительная установ-ка в мире.

Основные этапы жизненного цикла БН-350: начало работ над проектом — 1960 год; начало строительства — 1964 год; энергопуск — 1973 год; вывод из эксплуатации — 1998 год.

Энергоблок с РУ БН-350

Первый в мире опытно-промыш-ленный энергетический реактор на быстрых нейтронах

Характерной особенностью реакторных установок с реакторами на быстрых нейтронах является нали-чие промежуточного контура с нерадиоактивным натрием, обеспечивающим передачу тепла от реактора 1-го контура к пароводяному контуру, связанному с турбиной.

Для реактора БН-350 была применена петлевая компоновка, особенность которой заключается в том, что насосы и теплообменники первого контура располагаются за пределами корпуса реактора. При такой ком-поновке облегчается их обслуживание и замена, второй контур не является радиоактивным, поскольку не подвергается воздействию нейтронного потока от активной зоны. Основными недостатками петлевой компоновки являются: наличие горячих трубопроводов большого диаметра, работающих при высокой температуре и резких теплосменах; высокие интегральные потоки на корпус; большое количество труб первого контура с высокорадиоактивным натрием. В петлевой компоновке сложнее решаются вопросы локализации и предотвращения радиоактивных утечек. При увеличении мощности установки вышеука-занные недостатки проявляют себя еще в большей степени. Поэтому с учетом достоинств и недостатков петлевой компоновки, можно заключить, что ее применение предпочтительно для экспериментальных реакторов, а также для энергетических реакторов небольшой мощности.

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

Принципиальная схема РУ БН-350

АО «ОКБМ Африкантов» — главный конструктор реактора БН-350

ГЦН-2ГЦН-1

Пар

Испаритель

Фильтр-ловушка

Фильтр-ловушка

Реактор

Перегреватель

Пит. вода

ПТО

Бак

Бак

1312

ОПЫТ РАЗРАБОТКИ И ЭКСПЛУАТАЦИИ РУ БН-600Ключевой установкой, демонстрирующей достигнутые результаты и возможности дальнейшего усовершен-ствования реакторов на быстрых нейтронах, является БН-600 (3-ий блок Белоярской АЭС). Это единствен-ный в мире успешно работающий более 35 лет быстрый реактор промышленного уровня мощности, экс-плуатируемый в коммерческом режиме.

Более 35 лет безотказной работы реактора БН-600

Белоярская АЭС

Основные этапы жизненного цикла БН-600: начало строительства — 1969 год; энергопуск — 1980 год; продление проектного срока

эксплуатации — 2010 год: лицензия на продление до 2020 года. БН-600

Корпус реактора

Активная зона

Большая поворотная пробка

Центральная поворотная колонна

Шахта реактора

Напорный трубопровод

ГЦН

Приводы СУЗ

Напорная камера

Главный циркуляционный

насос

Страховочный корпус

Реактор БН-600. Основное оборудование 1-го контура

АО «ОКБМ Африкантов» — главный конструктор реактора БН-600

1514

В проекте БН-600 сохранилась преемственность по многим техническим решениям, которые прошли проверку на реакторе БН-350.

Особенностями РУ БН-600 являются: интегральная компоновка первого контура, при которой в реакторе размещается не только ак-

тивная зона, но и главные циркуляционные насосы первого контура и промежуточный теплооб-менник натрий-натрий;

прямотрубный ПГ секционно-модульного типа, допускающий работу энергоблока на номиналь-ной мощности без одной и даже двух секций;

большая мощность и более высокие по сравнению с РУ БН-350 термодинамические параметры; лучшие условия естественной циркуляции теплоносителя первого и второго контуров; наличие страховочного корпуса, равнопрочного с основным.

В процессе эксплуатации БН-600 продемонстрировал высокие показатели и тем самым успешно решил поставленную задачу — обоснование на промышленном уровне надежности и безопасности быстрых натриевых реакторов в целом и натриевого теплоносителя в частности. БН-600 трижды признавался лучшим среди энергоблоков страны по показателям надежности и безопасности.

Реакторный (центральный) зал БН-600

Безопасность реактора БН-600 основана на: естественной самозащищённости в силу природных физических свойств; трёхконтурной тепловой схеме, исключающей возможность контакта радиоактивного натрия 1-го

контура с чистой водой 3-го контура; применении в 1-м и 2-м контурах жидкометаллического теплоносителя (натрия) с большой тепло-

вой инерцией и большим температурным запасом; отрицательном эффекте реактивности во всех режимах эксплуатации; низком давлении в корпусе реактора, отсутствии в нём воды и водяного пара.

В апреле 2010 г. реактор полностью отработал проектный срок службы 30 лет. Конструкция РУ сохранила достаточную работоспособность, что позволило получить лицензию на продление срока эксплуатации на 10 лет. Имеется возможность дополнительного продления срока эксплуатации реактора БН-600.

АО «ОКБМ Африкантов» сопровождает эксплуатацию реактора энергоблока №3 Белоярской АЭС с реак-торной установкой БН-600, решая совместно с БАЭС вопросы обеспечения его надежной и безопасной работы на протяжении всего жизненного цикла.

ГЦН-2

ГЦН-1

ББН

Пар

Вода

ПГ

ФЛ

Рекуператор

ВентиляторыДренаж

Дренаж

В атмосферу

АЗ

ПТО

ПТО

ЭМН

ЭМН

ЭМН

Принципиальная схема РУ БН-600

1716

Опреснительная установка БН-350

Центральный зал БН-600

Монтаж реактора БН-350

Контрольная сборка реактора БН-350

Центральный зал БН-350

Монтаж корпуса реактора БН-600

Монтаж ПТО БН-600

Центральный зал БН-600

Монтаж коллекторов БН-600

Монтаж большой поворотной пробки БН-600

1918

РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА БН-800Самый мощный в мире энергетический реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-800, разработан АО «ОКБМ Африкантов», введен в эксплуатацию в составе 4 блока Белоярской АЭС в 2015 году.

4-й блок Белоярской АЭС

БН-800 — самый мощный в мире действующий энергетический реактор на быстрых нейтронах

Основные этапы жизненного цикла БН-800: начало работ по сооружению — 1985 год; возобновление сооружения энерго-

блока — 1997 год; физпуск — 2014 год; энергопуск — 2015 год.

Принципиальная схема РУ БН-800

1 — реактор 2 — активная зона 3 — промежуточный теплообменник 4 — ГЦН-1 5 — гидрозатвор

6 — бак-компенсатор 7 — насос электромагнитный 8 — теплообменник воздушный 9 — ГЦН-2 10 — секция ПГ

11 — бак буферный 12 — бак дренажный 2-го контура 13 — сосуд аварийного сброса

Благодаря накопленному опыту и созданной производственной базе АО «ОКБМ Африкантов» разработало реакторную установку БН-800 и обеспечило поставку всего оборудования РУ, значительная часть которого изготовлена на самом предприятии.

Для реакторов БН-350 и БН-600 использовалось обогащенное топливо. Основной их задачей была отра-ботка конструкции оборудования энергетических быстрых натриевых реакторов. Реактор БН-800 эксплуа-тируется на смешанном уран-плутониевом топливе и призван обеспечить отработку элементов замкнуто-го ядерно-топливного цикла для перехода к новой технологической платформе.

Современный уровень технологий, используемых в реакторе БН-800, базируется, в основном, на техниче-ских решениях, эффективность которых подтверждена более чем 35-ти летним успешным опытом эксплу-атации реактора БН-600:

реактор интегрального типа с нижним опиранием корпуса; поворотные пробки с герметизацией затворами из сплава олово-висмут; конструкция основного и перегрузочного оборудования.

2120

Исполнительные механизмы СУЗ

Поворотные пробки

ПТО

Активная зона

Корпус реактора

Главный циркуляционный

насос 1-го контура

Реактор БН-800. Основное оборудование 1-го контура

АО «ОКБМ Африкантов» — главный конструктор РУ и комплектный поставщик оборудования для проекта БН-800

Корпус реактораКорпус реактора предназначен для размещения внутрикорпусного оборудования, натрия и аргона перво-го контура.

Основной корпус представляет собой цилиндрический сосуд, имеющий конусную крышку и эллиптиче-ское днище с опорным кольцом.

Снаружи основного корпуса располагается страховочный корпус, повторяющий геометрию основного корпуса. На наружной поверхности основного и страховочного корпусов предусмотрена теплоизоляция.

Внутри основного корпуса располагаются:

опорный пояс, на который опираются все внутрикорпусные конструкции и внутрикорпусное обо-рудование;

камера распределительная, в которую устанавливаются сборки активной зоны; защита внутрикорпусная, обеспечивающая минимальную активацию натрия второго контура.

Картограмма активной зоны БН-800

Стержни СУЗ

ЗМО

ЗСО

ЗБО

БЗВ

ССЗ и СБЗ

ВРХ

Активная зона реактораАктивная зона реактора представляет собой набор топливных ТВС, ТВС боковой зоны воспроизводства, поглощающие стержни системы управления и защиты, сборки стальной защиты, сборки борной защиты, отработавшие ТВС во внутриреакторном хранилище.

Топливная часть активной зоны по радиусу разбита на три зоны, отличающиеся друг от друга массовой до-лей плутония в смеси урана и плутония: зоны малого, среднего и большого обогащения. Топливную часть активный зоны окружает боковая зона воспроизводства, содержащая обедненный уран.

2322

Схема перегрузки реактора БН-800

6 78

9

10 11 12 13 14 15

Шахта выдачи Бассейн выдержкиРеактор

Передаточный бокс 4 51

2

3 Обмывочный бокс

Система перегрузкиКомплекс механизмов перегрузки предназначен для перемещения сборок активной зоны по перегрузочному тракту и включает внутриреакторную и внереакторную части. Все механизмы и оборудование комплекса рабо-тают в период перегрузки, а в период между перегрузками находятся в стояночных положениях.

Оборудование внутриреакторной системы перегрузки обеспечивает следующие основные функции.

1. Поворотные пробки и центральная поворотная колонна: размещение механизмов перегрузки и другого оборудования, наведение МП на ячейки активной зоны,

стыковки ИМ со стержнями СУЗ; биологическая и тепловая защита обслуживающего персонала; герметизация первого контура реактора от внешней среды на всех режимах работы установки;

1 — Гнездо поворотное 2 — Механизм передачи

свежих сборок 3 — Механизм подъема проб-

ки элеватора загрузки 4 — Механизм подъема проб-

ки элеватора выгрузки

5 — Задвижка газовая 6 — Барабан свежих

сборок 7 — Элеватор загрузки 8 — Поворотная пробка 9 — Центральная пово-

ротная колонна

10 — Механизм перегрузки 11 — Элеватор выгрузки 12 — Механизм передачи

сборок передаточного бокса

13 — Барабан отработавших сборок

14 — Механизм передачи сборок обмывочного бокса

15 — Наклонный подъем-ник шахты выдачи

2. Механизм перегрузки: извлечение, разворот и установка сборок в активной зоне реактора и гильзах элеваторов, а также отбор

проб газа при контроле герметичности ТВС.

3. Элеватор: перемещение сборок активной зоны от активной зоны реактора до перегрузочных каналов реакторов

и обратно.

Внереакторная система перегрузки обеспечивает следующие функции: приемку свежих сборок в барабан свежих сборок, их разогрев в БСС перед загрузкой в реактор и

загрузку в реактор; выгрузку отработавших сборок из реактора, установку и временное хранение в барабане отрабо-

тавших сборок для снятия остаточных тепловыделений; передачу отработавших сборок из БОС в гнезда отмывки и передачу их после отмывки в наклонный

подъемник шахты выдачи; герметизацию перегрузочных каналов реактора и каналов барабанов свежего и отработавшего

топлива; биологическую защиту обслуживающего персонала.

Транспортировка отработавшего топлива по внешнему перегрузочному тракту производится в локализо-ванных газовых объемах в инертной среде.

Выход натрия 1-го контура

Выход натрия 2-го контура

Вход натрия 2-го контура

Вход натрия 1-го контура

Промежуточный теплообменник

Промежуточные теплообменники предназначены для пе-редачи тепла от теплоносителя первого контура, цирку-лирующего в межтрубном пространстве, теплоносителю (натрию) второго контура, циркулирующему внутри труб. Количество ПТО — 6 штук.

Тип теплообменника — вертикальный, кожухотрубный, с коаксиальным подводом и отводом теплоносителя вто-рого контура, противоточный. Теплообменник состоит из трубной системы, напорной и сливной камер, централь-ной трубы, блока защиты, страховочного кожуха и дета-лей крепления.

Основные характеристики

Тепловая мощность, МВт 350

Поверхность теплообменника, м2 1657

Высота ПТО, мм 13500

Масса, т 56

Назначенный срок службы, лет 45

ПТО БН-800

2524

ГЦН-1 БН-800

Главный циркуляционный насос первого контураГЦН-1 предназначены для осуществления циркуляции натрия в первом контуре РУ.

Тип насосов — центробежные, вертикальные, погружные, одноступенчатые, с колесом двустороннего всасывания, нижним гидростатическим подшипником и механическим уплотнением вала по газу. Количество ГЦН-1 — 3 штуки.

Основные составные части насоса: выемная часть, электро-привод, муфта соединительная, станина электродвигателя, привод обратного клапана, уровнемер, расходомерное устройство, вспомогательные системы (масляная, водяная, газовая).

Основные характеристики

Подача, м3/ч 12300

Напор, м 101

Высота насоса, мм 13500

Назначенный срок службы (корпусные элементы), лет

45

Вал

Клапан обратный

Электродвигатель

ПарогенераторПарогенератор — прямоточный, высокого давления, секционный, модульный. Парогенератор для каждой петли состоит из 10 секций, буферной емкости и трубопроводов обвязки по второму и третьему конту-рам, каждая секция включает в себя два модуля (модуль — вертикальный кожухотрубный теплообменник с прямыми трубами): испаритель и пароперегреватель. Парогенератор предназначен для выработки пере-гретого пара высокого давления. Во всех проектных режимах РУ, в которых обеспечивается подача пита-тельной воды, парогенератор используется для расхолаживания реактора.

Основные характеристики

Тепловая мощность, МВт 700

Паропроизводительность, кг/с 292

Назначенный срок службы, лет 45

Пружина амортизационная

Кинематическая схема ИМ КС

Датчик положения штанги

Электродвигатель сервопривода захватов

Электродвигатель сервопривода штанги

Рейка

Переходник

Исполнительные механизмы системы управления и защиты реактора Исполнительные механизмы СУЗ предназначены для обеспечения заданных перемещений стрежней си-стемы управления и защиты реактора.

По функциональному назначению органы СУЗ разделяются на следующие группы:

компенсирующие стержни (12 шт), обеспечивающие ком-пенсацию запаса реактивности реактора (в том числе, температурно-мощностного эффекта реактивности) и его изменения в процессе работы реактора, причём для ком-пенсации изменения запаса реактивности с выгоранием топлива используются только КС наружного кольца;

регулирующие стержни (2 шт), обеспечивающие регулиро-вание и поддержание мощности реактора в процессе его работы;

стержни аварийной защиты (9  шт) обеспечивают быстрое снижение мощности и перевод реактора в подкритиче-ское состояние при нарушениях нормальной эксплуатации и аварийных ситуациях;

стержни пассивной защиты (3 шт) предназначены для обе-спечения остановки реактора в запроектных авариях с не-срабатыванием стержней АЗ, КС, РС. Стержни ПАЗ взвешены потоком натрия через гильзы ПАЗ и автоматически вводят-ся в активную зону при снижении расхода натрия до 50% от номинала, в том числе при плановых остановах реактора и в проектных режимах, сопровождающихся срабатывани-ем системы АЗ.

Безопасность РУ БН-800В проекте БН-800 предусмотрены прогрессивные решения по повышению безопасности:

система аварийного расхолаживания с воздушным теплообменником, подключенным ко второму контуру;

активная зона с натриевым пустотным эффектом реактивности, близким к нулевому значению; пассивные гидравлически взвешенные стержни аварийной защиты; поддон под напорной камерой для улавливания кориума при плавлении активной зоны в случае тя-

желой аварии.

Введённые усовершенствования позволили довести проект БН-800 по уровню безопасности до требова-ний, предъявляемых к перспективным ядерным энергоблокам.

2726

Этап строитель-ства, июнь 2009 г.

Монтаж крышки реактора

Установка ВТУК в центральном зале

Этап строитель- ства, июль 2011 г.

Монтаж насоса

Этап строитель-ства, июль 2011 г.

Этап строитель-ства, июль 2014 г.

Этап строитель-ства, март 2010 г.

Монтажные работы, февраль 2014 г.

Центральный зал БН-800

2928

ПЕРСПЕКТИВА РАЗВИТИЯ НАПРАВЛЕНИЯ — ПРОЕКТ БН-1200Разработка 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.

Цели сооружения: создание надежной конструкции РУ нового поколения для серийного коммерческого энергоблока

с быстрым реактором, предназначенного для реализации первоочередных задач перехода к зам-кнутому топливному циклу атомной энергетики;

повышение технико-экономических показателей энергоблока с реактором БН до уровня показа-телей современных ВВЭР одинаковой мощности;

повышение безопасности до уровня требований к РУ IV поколения.

В проекте БН-1200 использованы основные технические решения, апробированные в проектах БН-600 и БН-800.

Для повышения безопасности и экономичности применен ряд новых схемно-компоновочных и техни-ческих решений:

интегральная компоновка 1 контура с размещением всех натриевых систем, включая фильтр-ловушки, системы нейтронно-физического и химико-технологического контроля, в баке реакто-ра;

переход от секционно-модульной схемы парогенераторов к интегральной, основанной на при-менении прямотрубных модулей большой мощности, что приводит к значительному уменьшению материалоемкости;

обеспечение длительной выдержки ТВС во внутриреакторном хранилище, что позволило исклю-чить барабан с натрием в системе перегрузке;

обеспечение длительной компании ТВС за счет укрупнения твэлов, что обеспечит снижение за-трат на топливо.

Мощность серийного энергоблока выбрана исходя из следующих требований:

одинаковая электрическая мощность с АЭС-2006 с целью согласованного подхода к выбору пло-щадок для размещения АЭС и унификации турбогенератора и другого электротехнического обо-рудования системы выдачи электроэнергии;

транспортабельность крупногабаритного оборудования по железной дороге (корпус реактора и большая поворотная пробка собираются на строительной площадке).

При разработке БН-1200 АО «ОКБМ Африкантов» является главным конструктором реакторной установки и обеспечивает координацию необходимых НИОКР, включая определение оптимальных проектных реше-ний по энергоблоку. Реактор БН-1200. Основное оборудование первого контура

Исполнительные механизмы СУЗ

Холодная фильтр-ловушка первого контура

Промежуточный теплообменник Na/Na

Активная зона

Напорная камера

Автономный теплообменник системы аварийного отвода

тепла Na/Na

Поворотные пробки

Главный циркуляционный насос

1-го контура

Корпус реактора

Устройство для сбора расплава топлива

АО «ОКБМ Африкантов» — центр ответственности проекта БН-1200

3130

Безопасность РУ БН-1200В проекте реакторной установки БН-1200 используется ряд новых технических решений по повышению без-опасности:

полное интегрирование натриевых систем и оборудования первого контура в баке реактора (система очистки натрия от окислов размещается 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 теплообменни-ками, встроенными в корпус реактора, обеспечивающей естественную циркуляцию натрия непосред-ственно через ТВС активной зоны за счёт использования в АТО обратного клапана пассивного принци-па 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;

герметичное надреакторное помещение для локализации радиоактивных продуктов в случае реали-зации тяжёлых запроектных аварий.

Планируемый энергоблок № 5 Белоярской АЭС с РУ БН-1200

Реализация проекта БН-1200 для головного энергоблока и последующей их серии позволит сохранить научно-технический и производственный потенциал и укрепить лидирующую позицию в России в мире по техноло-гии быстрых натриевых реакторов.

ЭВОЛюЦИЯ ТЕХНИчЕСКИХ РЕшЕНИй ПО ПОВЫшЕНИю БЕЗОПАСНОСТИ ПРОЕКТОВ БН

БН-600 БН-800 БН-1200

1. Решения по натриевым контурам:– промежуточный контур натрий/натрий– окожухование корпусов с р/а натрием– окожухование трубопроводов с р/а натрием

– окожухование трубопроводов второго контура

+++

-/+ (частично)

+++

-/+(частично)

++

Трубопроводы с р/а натрием

исключены+

2. Аварийная защита:– активная– пассивная на основе гидравлически взвешенных

стержней– пассивная на основе температурного принципа

действия

+

-

-

+

+

-

+

+

+

3. Система аварийного отвода тепла:– в составе третьего контура– воздушные теплообменники присоединены

ко второму контуру– воздушные теплообменники присоединены

к первому контуру

+

-

-

+

- +

4. Система удержания расплавленного топлива - + +

5. Система локализации аварийных выбросов - - +

Принятые технические решения по конструкции реакторных установок, использование пассивных систем безопасности и свойств внутренней самозащищенности, присущих натриевому теплоносителю, позволяют обеспечить такой уровень безопасности, который исключает необходимость эвакуации населения при любых технически возможных авариях.

3332

ЗАКЛючЕНИЕВ России накоплен значительный опыт разработки и эксплуатации быстрых реакторов с натриевым тепло-носителем, который демонстрирует высокую степень освоенности и надежности данной реакторной техно-логии, что, в свою очередь, создает хорошие предпосылки для достижения высокого уровня безопасности и конкурентоспособности в перспективных проектах БН. Разработка и реализация РУ БН-350, БН-600 и БН-800 позволили АО «ОКБМ Африкантов» создать эффективную проектно-конструкторскую и производственную инфраструктуру, которая является базой для дальнейшего развития технологии БН.

Эксплуатация РУ БН-800 позволит проверить эффективность новых технических решений и обеспечить пере-ход к созданию серийной РУ БН-1200 и промышленной инфраструктуры ЗЯТЦ.

Концепция БН-1200 базируется на большом положительном опыте разработки и эксплуатации быстрых реак-торов с натриевым теплоносителем и максимально возможном использовании достижений этой технологии, что позволяет в короткий срок создать надежный головной энергоблок для последующего серийного соору-жения.

Технико-экономические показатели энергоблока БН-1200, разрабатываемого для серийного сооружения, со-поставимы с показателями водо-водяных реакторов нового поколения.

Реализация технологии БН обеспечит: создание конкурентоспособных АЭС с высоким уровнем безопасности; создание структуры замкнутого топливного цикла в промышленном масштабе для решения пробле-

мы топливообеспечения атомной энергетики на длительную перспективу; снижение объёмов радиоактивных отходов за счёт переработки ОЯТ ВВЭР и использования выделен-

ных из него плутония и младших актинидов.

3534

СПИСОК СОКРАЩЕНИй

АЗ стержень аварийной защиты

АТО автономный теплообменник

АЭС атомная электростанция

ББН бак буферный натриевый

БЗВ боковая зона воспроизводства

БН быстрый натриевый

БОС барабан отработавших сборок

БСС барабан свежих сборок

ВВЭР водоводяные энергетические реакторы

ВРХ внутриреакторное хранилище

ВТУК внутриобъектный транспортный упаковочный комплект

ГЦН-1 главный циркуляционный насос первого контура

ЗБО зона большого обогащения (топлива)

ЗМО зона малого обогащения

ЗСО зона среднего обогащения

ЗЯТЦ замкнутый ядерный топливный цикл

ИМ исполнительный механизм

КС компенсирующий стержень

МАГАТЭ международное агентство по атомной энергии

МП механизм перегрузки

НИОКР научно-исследовательские и опытно конструкторские работы

НТЗВ нижняя торцевая зона воспроизводства

ОЯТ отработанное ядерное топливо

ПАЗ пассивная аварийная защита

ПГ парогенератор

ПТО промежуточные теплообменники

РБН реактор на быстрых нейтронах

РАО радиоактивные отходы

РС регулирующий стержень

РУ реакторная установка

САОТ система аварийного отвода тепла

СБЗ сборка борной защиты

ССЗ сборка стальной защиты

СУЗ система управления и защиты

ТВС тепловыделяющая сборка

ФЛ фильтр ловушка

ЭМН электромагнитный насос