Физико-энергетическому институту - 75 лет
МЕНЮ

Атомная энергетика

Передовые технологические решения в области ядерной энергетики и безопасности

Реактор БН-1200

Проект быстрого энергетического реактора

На основе коммерческих быстрых реакторов БН-1200 и серийных тепловых реакторов ВВЭР предполагается создание двухкомпонентной системы ядерной энергетики с совместным замкнутым топливным циклом. Тепловые реакторы типа ВВЭР в этой системе являются освоенной ядерной технологией, несущей основную электрическую нагрузку. Задачей быстрых реакторов в этой системе будет оказание топливных услуг тепловым реакторам: снабжение их уран-плутониевым МОКС топливом, утилизация минорных актинидов и т. д.

Замкнутый топливный цикл с реакторами на быстрых нейтронах обеспечивает сырьевую независимость и малоотходность атомной энергетики за счет:

  • максимального вовлечения в энергопроизводство урана-238 из накопленных отвалов;
  • минимизации отходов, подлежащих окончательной изоляции;
  • использования отработавшего ядерного топлива и накопленного плутония

В проекте БН-1200 принят целый ряд  новых технических решений, основными из которых являются:

  • за счет использования активной зоны с аксиальной прослойкой достигается поэтапное повышение максимального выгорания смешанного уран-плутониевого топлива от достигнутого на экспериментальных тепловыделяющих сборках (ТВС), что позволит последовательно снижать количество перегружаемых ТВС в год и соответствующие затраты на их изготовление и переработку;
  • увеличение интервала между перегрузками топлива до 330 суток (один останов реактора в год вместо двух для БН-600, БН-800), что в сочетании с другими мерами: повышением надежности работы оборудования и систем реакторной установки в процессе эксплуатации энергоблока, сокращением продолжительности профилактических и ремонтных работ на оборудовании и системах реакторной установки – дает возможность повысить коэффициент использования мощности до 90%;
  • использование топлива единого обогащения (вместо трех для БН-600 и БН-800), что снижает затраты на изготовление и упрощает процесс фабрикации топлива;
  • увеличение объемной доли топлива в активной зоне в целях повышения внутреннего коэффициента воспроизводства, что уменьшает потерю реактивности на выгорание и, следовательно, снижает требуемую эффективность органов СУЗ;
  • увеличение диаметра твэлов и размера чехла ТВС «под ключ» по сравнению с БН-600 и БН-800, что снижает затраты на изготовление топлива и время на операции, связанные с транспортировкой и перегрузкой ТВС;
  • увеличение числа гнезд во внутриреакторном хранилище для выдержки отработавших тепловыделяющих сборок в течение 2 лет, что позволяет снизить их остаточное тепловыделение и отказаться от сложной и дорогостоящей части транспортно-технологического тракта – барабана отработавших сборок с натриевой системой охлаждения.

Технические решения по повышению безопасности реакторной установки

Значительное внимание при разработке проекта реактора БН-1200 было направлено на усиление свойств самозащищенности установки. Для этого были приняты следующие решения:

  • ликвидируются внешние натриевые трубопроводы первого контура путем размещения холодных фильтров-ловушек и пробкового индикатора примеси в баке реактора, что исключает наиболее опасный класс проектных аварий с течами радиоактивного натрия;
  • аварийный отвод тепла из реактора осуществляется системой, подключенной непосредственно к первому контуру через автономные теплообменники, встроенные в бак реактора. Система включается и работает по пассивному принципу (естественная циркуляция теплоотводящих сред по всем контурам). Благодаря этому надежность системы аварийного отвода тепла повышена более чем в 10 раз по сравнению с БН-800;
  • предусматривается пассивная защита, срабатывающая при повышении температуры теплоносителя на выходе из активной зоны, дополнительно к пассивной системе на гидравлически взвешенных стержнях, которые вводятся в активную зону при остановке главного циркуляционного насоса первого контура.

Установка оснащена средствами локализации аварийных выбросов из корпуса реактора при запроектных авариях. После аварии и необходимой выдержки газ сбрасывается в систему спецвентиляции.

Как показал анализ, указанные решения позволят снизить вероятность тяжелых повреждений активной зоны до 10–6 1/год, а также уменьшить эффективную дозу облучения персонала и населения при нормальной эксплуатации и в аварийных ситуациях в соответствии с требованиями международного проекта ИНПРО и международного форума «Поколение-IV».

Технико-экономические и эксплуатационные показатели энергоблока

Требования к целевым экономическим показателям БН-1200 направлены на достижение конкурентоспособности с серийными тепловыми реакторами ВВЭР по стоимости производства электроэнергии. Основные пути для достижения этой цели следующие:

  • усовершенствование, оптимизация и укрупнение основного оборудования,
  • минимизация протяженности натриевых трубопроводов второго контура,
  • упрощение транспортно-технологического тракта загрузки-выгрузки ТВС,
  • упрощение и сокращение вспомогательных систем и систем аварийного энергоснабжения;
  • уменьшение строительных объемов и материалоемкости энергоблока;
  • увеличение срока эксплуатации до 60-100 лет;
  • повышение коэффициента использования мощности до 90 %;
  • повышение выгорания топлива;
  • производство новых продуктов (наработка изотопов, экспорт топливных услуг, выжигание минорных актинидов и т.д.)

Предварительные оценки показывают, что экономические показатели БН-1200 будут находиться на сопоставимом уровне с показателями ВВЭР такой же мощности. В перспективе себестоимость электроэнергии, вырабатываемой БН-1200, должна стать ниже, чем генерируемая ВВЭР, в связи с ожидаемым ростом цен на природный уран.

В соответствии с актуализированной в 2021 году Генеральной схемой размещения объектов электроэнергетики сооружение энергоблока № 5 с реактором БН-1200 предусматривается на Белоярской АЭС с вводом в эксплуатацию в период 2031-2035 гг.