Краткая история разработки и создания реактора БН-600  

Вскоре вслед за работой по БН-350 возникли и другие предложения института по быстрым реакторам. В 1963 г., может быть даже чуть раньше, А.И. Лейпунский на одной из конференций высказал предложение как можно форсировать реактор БН-350 для того, чтобы увеличить его электрическую мощность в два раза. Такая проработка вскоре была сделана. В результате выкристаллизовалась идея реактора БН-600 и ею заинтересовались в Министерстве энергетики, которое хотело видеть в этом реакторе энергетическую установку по производству электроэнергии в чистом виде, без привязки к производству плутония и опреснению морской воды. Вот тогда начались работы по этому реактору и ОКБМ взялось за разработку конструкции. Очень трудным был путь к современному облику БН-600.

Сначала этот реактор имел очень высокие параметры, в том числе по температуре натрия и оболочек твэлов. После настоятельных рекомендаций специалистов ВНИИНМ и получения информации из-за рубежа были несколько снижены температура натриевого теплоносителя первого контура на выходе из реактора с 600°С до 550°С, линейная тепловая нагрузка твэлов и некоторые другие параметры, которые были приняты первоначально для проекта реактора.

Первая критичность на реакторе БН-600 была достигнута 26 февраля 1980 г., а уже 8 апреля этого же года реакторная установка (РУ) БН-600 в качестве 3-его блока Белоярской АЭС начала вырабатывать электроэнергию и реактор начал выводиться на 100% уровень мощности.

Вскоре на реакторе стали проявляться различные «детские болезни»: разгерметизация твэлов, межконтурные протечки в местах приварки труб к трубным доскам перегревательных и промперегревательных модулей, изготовленных из нержавеющей стали, течи натрия в помещения и связанные с ними пожарные ситуации. Постепенно эти трудности преодолевались, недостатки устранялись и РУ БН-600 стала работать очень надёжно, с хорошим КИУМ, с самым малым, в сравнении с другими АЭС, загрязнением окружающей среды.

За разработку БН-600 коллективам ученых были присуждены высокие Правительственные награды, включая Ленинскую и Государственную премии. Лауреатами Ленинской премии стали Троянов М.Ф. и Орлов В.В., лауреатом Государственной премии – Кочетков Л.А.

В течение долгого времени до пуска БН-800 реактор БН-600 является единственным в мире действующим быстрым энергетическим реактором, гордостью нашей науки и техники. 8 апреля 2010 г. закончился проектный, 30-летний срок работы энергоблока БН-600. За 2,5 месяца до этой даты на энергоблоке БН-600 был выполнен большой комплекс мероприятий по программе продления срока эксплуатации, включая замену модулей парогенераторов и пароводяной арматуры, ремонт одного из главных циркуляционных насосов и паровой турбины, повышение сейсмостойкости энергетического оборудования, модернизация ряда технологических систем и т. п. В апреле 2010 г. была получена лицензия на продление срока эксплуатации БН-600 на 10 лет до 31 марта 2020 г. В 2020 году лицензия на эксплуатацию энергоблока с реактором БН-600 на Белоярской АЭС продлена до 2025 года.

«Мы завершили работу по продлению срока эксплуатации энергоблока №3 до 2025 года, – прокомментировал событие директор Белоярской АЭС Иван Сидоров. – В ходе исследований мы доказали, что технические параметры БН-600 позволяют эксплуатировать его вплоть до 2040 года. В настоящее время АО «Атомпроект» разрабатывает инвестиционный проект дополнительного продления срока эксплуатации, работы по которому планируется завершить до 2024 года, после чего мы будем обращаться в Ростехнадзор для получения лицензии на эксплуатацию третьего энергоблока на 2025-2040 годы».

Для быстрого реактора БН-600, в отличие от БН-350, была применена «интегральная» компоновка, при которой активная зона и оборудование первого контура (насосы, теплообменники) размещены в корпусе реактора. Такая компоновка при сооружении крупной АЭС была применена в нашей стране впервые.

Корпус реактора представляет собой бак цилиндрической формы с эллиптическим днищем и конической верхней крышкой. На опорном поясе корпуса смонтировано все внутрикорпусное оборудование: напорная камера с ТВС активной зоны, зоны воспроизводства и внутреннего хранилища ТВС, первичная радиационная защита, промежуточные теплообменники, главные циркуляционные насосы первого контура.

Корпус реактора заключен в равнопрочный страховочный кожух.  Реактор размещен в бетонной шахте диаметром 15 м. В центре верхней части реактора смонтировано поворотное устройство, состоящее из большой и малой поворотных пробок, эксцентричных друг относительно друга; на малой поворотной пробке смонтирована колонна СУЗ, несущая исполнительные механизмы систем: управления и защиты, перегрузки тепловыделяющих сборок (ТВС), контроля активной зоны. Активная зона и боковая зона воспроизводства собираются из шестигранных ТВС размером «под ключ» 96 мм. ТВС активной зоны содержит 127 твэлов с обогащенной двуокисью урана. Сверху и снизу столба топлива в твэлах располагаются торцевые экраны с обедненной двуокисью урана. В прошлом были проведены исследования и разработана программа по переводу реактора БН-600 на МОКС-топливо, но эта программа не была реализована.

Безопасность реакторной установки

Сложность установки, применение такой агрессивной среды как натрий при высокой температуре, высокая энергонапряженность активной зоны реактора, наконец, уникальность установки потребовали принятия ряда специальных схемных и конструктивных решений для обеспечения высокого уровня безопасности ее работы. Поэтому в конструкцию реактора и его систем заложены следующие новые технические решения, которые обеспечивают ядерную, радиационную и общую техническую безопасность как при нормальных, так и при аварийных ситуациях:

• интегральная компоновка реактора, при которой все основное оборудование и трубопроводы первого контура находятся внутри корпуса реактора;
• корпус реактора и вспомогательные трубопроводы первого контура вне корпуса реактора заключены в страховочные кожухи;
• наличие автономных источников питания и три системы отвода остаточного тепловыделения при естественной циркуляции теплоносителя;
• система трех последовательных барьеров с целью исключения распространения продуктов деления во внешнюю среду;
• средства контроля герметичности твэлов;
• вентиляционные системы, обеспечивающие очистку радиоактивного воздуха и газов перед выбросом в атмосферу;
• комплекс систем, обеспечивающих аварийную защиту, отключение и сброс давления в парогенераторе (или отдельной его секции) при проявлении межконтурной течи в нем;
• комплекс систем пожаротушения натрия;
• применение промежуточного (второго) натриевого контура для полного исключения возможности контакта радиоактивного натрия первого контура в парогенераторе с водой.

Управление и контроль энергоблока в режимах нормальной эксплуатации, пуска, останова и перегрузки, а также локализации аварийных ситуаций осуществляется посредством автоматической системы управления технологическим процессом (АСУ ТП).

Дозиметрический контроль в помещениях блока №3 осуществляется современными разветвленными дистанционными системами дозиметрического контроля.

Следует подчеркнуть, что предусмотренные проектом и реализованные меры обеспечили весьма высокий уровень радиационной безопасности блока №3 для персонала, населения и окружающей среды:

• радиоактивные выбросы в атмосферу в несколько десятков раз ниже нормативных значений;
• жидкие радиоактивные сбросы практически отсутствуют;
• дозы облучения персонала значительно ниже допустимых.

В течение многих лет и по настоящее время реакторная установка БН-600 помимо выработки электрической энергии и тепла используется в качестве источника быстрых нейтронов для экспериментальных облучений различных топливных и конструкционных материалов.

В связи с заключением в 2000 г. межправительственного Соглашения между Российской Федерацией и Соединенными Штатами Америки «Об утилизации плутония, заявленного как плутоний, не являющийся более необходимым для целей обороны, обращению с ним и сотрудничеству в этой области», реактор БН-600 рассматривался в качестве установки для «раннего старта» по осуществлению программы утилизации с российской стороны. Для этой цели ФЭИ совместно с ОКБМ разработали эскизный проект «гибридной» активной зоны реактора, в которой в 25% ТВС используется МОКС-топливо с утилизируемым плутонием, в остальных ТВС – урановое топливо. При этом боковой воспроизводящий экран заменялся на стальной отражатель нейтронов. Из-за приостановки действия указанного межправительственного Соглашения российской стороной в 2016 г., намеченные планы по переводу реактора БН-600 на гибридную активную зону не были реализованы.

БН-600 работает на урановом топливе. За время эксплуатации он несколько раз модернизировался для повышения безопасности и топливной экономичности. На нем постоянно ведутся различные исследования: новых видов ядерного топлива, конструкционных и поглощающих материалов, наработки промышленных изотопов и т.д. В настоящее время обосновывается продление срока его эксплуатации до 2040 года.