Борис Васильев, главный конструктор реакторных установок на быстрых нейтронах ОКБМ им. А.А. Африкантова. По материалам выступления
Начнем с истории. Начало развитию реакторов на быстрых нейтронах было положено в США; использовать натрий в качестве теплоносителя в подобных установках предложила Япония. Первым российским реактором стал БН-5, созданный в 1959 году. На данный момент Россия является единственной страной, имеющей энергетические реакторы на быстрых нейтронах – БН-600 и БН-800.
Напомню, что интерес к реакторам на быстрых нейтронах связан с их возможностью эффективно работать с коэффициентом воспроизводства больше единицы, то есть накапливать выделяющийся плутоний и другие материалы в количестве, превышающем их объем в начале использования. При замыкании топливного цикла это позволяет полезно использовать весь природный уран, при этом энергетический потенциал топливных ресурсов на планете увеличивается многократно – человечество может быть обеспечено электроэнергией на тысячелетия. Лидерство России достигнуто благодаря грамотной реализации крупной государственной программы.
В настоящий момент мы работаем над проектом БН-1200, который предназначен для серийного сооружения. Мощность энергетических реакторов БН увеличивалась от проекта к проекту. Для реактора БН-1200 мощность принята с учетом решений, которые формируются для новых реакторов ВВЭР. С целью унификации в проекте использован генератор реактора ВВЭР-1200. Для повышения безопасности в ядерных энергетических установках с натриевым теплоносителем предусматривается трехконтурная схема передачи тепла. Использование интегральной компоновки оборудования обеспечивает максимальную безопасность, в частности, сводит к минимуму опасность утечки радиоактивного натрия.
Для нас очень важен опыт успешной работы БН-600. Средний КИУМ этого реактора за период промышленной эксплуатации составил 75 %, в последнее время – более 80 %. Потери КИУМ в основном плановые, связанные с двумя перегрузками реактора в год. Имевшиеся в ходе эксплуатации утечки натрия были обусловлены отклонением в качестве изготовления трубопроводов и оборудования. Последняя утечка натрия – 1993 год, в парогенераторах – 1991 год. Наиболее серьезные нарушения в работе обусловлены максимальной утечкой радиоактивного натрия – около одной тонны. Это не привело к серьезным радиационным последствиям. События были оценены в 1 балл по шкале INES (8-балльная шкала для оценки нештатных событий на ядерных объектах). Среднее число аварийных остановов реактора на 7000 часов работы с 1990 по 2015 год составило 0,2, при показателе для АЭС в мире 0,6. С 2001 года аварийные остановы реакторов отсутствуют. Средняя доля радиоактивных газов за период 2002–2015 годов составляет 1 %, это меньше допустимого уровня; доза облучения пе
рсонала также меньше, чем на других АЭС. С 2005 года не было случаев разгерметизации твэлов с натриевым топливом.
По сравнению с БН-600, БН-800 значительно усовершенствован. Увеличена примерно в 1,5 раза мощность реактора, использована единственная турбина вместо трех, введены дополнительные системы безопасности. Проект разработан исходя из применения уран-плутониевого топлива, тогда как БН-350 и БН-600 его не используют.
Сооружение блока БН-800 было начато в 1984 году, 31 октября 2016 года блок введен в промышленную эксплуатацию. К настоящему времени реактор выработал уже около 3 млрд кВт∙ч электроэнергии. В ноябре 2016 года БН-800 был назван лучшей АЭС года в номинации старейшего американского журнала по энергетике Power.
БН-800 является исключительно важным этапом в освоении реакторов БН. Мы смогли построить его своими силами с минимальным использованием импортного оборудования. Реализация этого проекта предотвратила критический разрыв в освоении быстрых натриевых реакторов. Введение в эксплуатацию БН-800 обеспечило наращивание компетенции разработчиков и эксплуатационного персонала.
Энергоблок реактора БН-1200 разрабатывается для серийного сооружения, и основное внимание уделяется вопросам безопасности и экономики. Разработка проекта начата в 2007 году и ведется по Федеральной целевой программе «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 – 2015 годов и на перспективу до 2020 года» в составе общего проекта «Прорыв» и по программе Концерна «Росэнергоатом». В настоящее время году ведется корректировка проекта по результатам прошедшей в 2015 году экспертизы, разрабатываются предложения по дальнейшему совершенствованию проекта. Реакторная установка БН-1200 существенно усовершенствована после накопленного опыта в целях снижения габаритов и материалоемкости. При этом исключены внешний трубопровод первого контура, трубопровод вспомогательных схем, в результате полностью устранена возможность утечки радиоактивного натрия.
Проект БН-1200 рассчитан на КИУМ около 90 % и на срок службы 60 лет, что обосновано продлением срока службы БН-600 и новыми техническими решениями для БН-1200 с учетом дополнительных улучшений, предложенных по результатам экспертизы.…
От проекта к проекту совершенствуются системы безопасности, при этом внедряются пассивные принципы их срабатывания. В итоге вероятность тяжелых аварий была существенно снижена для новых проектов. Прогнозирование запроектных аварий для реакторов БН-600 и БН-800 заметно ниже предельно допустимых значений.
Освоение ядерного топлива на реакторах БН началось с наиболее простого варианта – оксида обогащенного урана, как и на ВВЭР. К настоящему времени достигнутое выгорание топлива в БН-600 превышает соответствующие параметры ВВЭР – 74 МВт/сут на килограмм против 55 МВт в ВВЭР. В настоящее время осваивается уран-плутониевое топливо. На БН были успешно облучены твэлы с МОКС-топливом. Начальная загрузка БН-800 была сформирована из обогащенного уранового топлива. В связи с неполной готовностью основного производителя 60 % МОКС-топлива изготовлено на опытных производствах. Планируется, что с 2020 года будет обеспечена стопроцентная загрузка реактора МОКС-топливом.
Для реактора БН-1200 ведутся работы по нитридному и МОКС-топливу. Параметры выгорания и последовательность внедрения этих видов топлива будут установлены в результате выполнения экспериментальных исследований, которые уже проводятся и по нитридному топливу.
В России проделана большая работа по освоению замкнутого топливного цикла. Имеются опытные производства для изготовления твэлов с таблеточным МОКС-топливом на ПО «Маяк», в АО «ТВЭЛ» и НИИАР. Есть опытные производства для изготовления твэлов и ТВС с нитридным топливом на Сибирском Химическом комбинате.
Создано таблеточное производство МОКС-топлива на ГХК для стопроцентного обеспечения БН-800. Подобное производство могло бы утилизировать оружейный плутоний по российско-американскому соглашению, после принятия необходимых политических решений. Что касается переработки ОЯТ, на ПО «Маяк» уже накоплено 50 тонн плутония. Создана опытная переработка партий экспериментальных ТВС с МОКС-топливом. Сооружаются экспериментальные демонстрационные центры с передовыми технологиями по переработке ОЯТ.
В процессе отработки проекта БН-1200 проводятся технико-экономические исследования по выбору оптимальных технологий и площадок для размещения производств.
При выгорании уран-плутониевого топлива на тепловых реакторах увеличивается доля выделяющихся нечетных изотопов и практически возможен лишь один рецикл. Реактор на быстрых нейтронах способен работать на плутонии любого изотопного состава, количество рециклов не ограничено. В процессе выгорания в реакторе на быстрых нейтронах состав плутония стремится к равновесному, это и есть характеристика возможности «исправления» плутония для его обратного использования в реакторах ВВЭР. Плутоний и сопутствующий ему нептуний, америций и кюрий определяют радиоактивность отработанного ядерного топлива на длительное время, поэтому необходима их минимизация в топливном цикле. Реактор на быстрых нейтронах способен эффективно использовать плутоний для изготовления топлива и выжигать нептуний и америций.
Таким образом, накопленный Россией опыт в разработке и эксплуатации натриевых реакторов на быстрых нейтронах позволяет создать эффективный и безопасный реактор БН-1200. Замыкание ядерного топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах является стратегической линией развития атомной энергетики в России, в связи с чем предусматривается сооружение до 2030 года энергоблоков БН-1200 на площадках Белоярской и Южно-Уральской АЭС.
Подготовил Алексей Комольцев для журнала РЭА
