Реакторы на быстрых нейтронах: от БР-5 к БН-1200

22.11.10 15:14

В России работы по быстрым реакторам были начаты с создания исследовательской базы: экспериментальный реактор БР-5 (1958 г.) --> БР-10 (1983 г.) и опытный реактор БОР-60 (1969 г.). С самого начала в качестве теплоносителя для быстрых реакторов был выбран натрий.

Дальнейшая разработка и реализация более крупных проектов энергетических натриевых реакторов БН-350 (1973 г.) и БН-600 (1980 г.) позволили перейти к промышленному освоению данной технологии. Важнейшим этапом промышленного освоения технологии является создание реактора БН-800, сооружение которого ведется на Белоярской АЭС.

В 2010 г. принята Федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 гг. и на перспективу до 2020 г.» (ФЦП ЯЭНП), в рамках которой предусматривается проведение НИОКР по проекту перспективного быстрого натриевого реактора нового поколения. Основными разработчиками – ОАО «ОКБМ Африкантов», ОАО «СПб АЭП», ГНЦ РФ – ФЭИ - предлагается в рамках ФЦП ЯЭНП разработать проект реактора электрической мощностью 1200 МВт – БН-1200.

Освоение технологии реакторов БН идет под научным руководством ФЭИ. Главный конструктор всех энергетических реакторов БН - ОКБМ. Основной Генеральный проектировщик АЭС с реакторами БН – СПб АЭП. Из других предприятий, обеспечивающих разработку технологии БН, следует в первую очередь выделить ОКБ «Гидропресс» – конструкция парогенератора, ВНИИНМ – конструкция твэл и ЦНИИ КМ «Прометей» – конструкционные материалы оборудования реакторной установки (РУ).

рис. 7

В конструкции сооружаемого в настоящее время реактора БН-800 используются основные технические решения БН-600, подтвержденные 30-летним опытом его эксплуатации.

Конструкторские решения по реакторной установке (РУ) с быстрым натриевым реактором первоначально были разработаны в нашей стране для проекта первого в мире прототипного энергетического реактора БН-350. В этом проекте была применена петлевая схема первого контура. Реактор успешно эксплуатировался с 1973 по 1998 г. (г. Актау, Казахстан) и был остановлен по причинам, не связанным непосредственно с техническим состоянием установки.

В проект БН-600 для энергоблока №3 Белоярской АЭС (г. Заречный Свердловской обл.) было введено радикальное изменение – переход на интегральную компоновку, то есть размещение оборудования первого контура в едином баке – корпусе реактора. Это потребовало новых компоновочных решений РУ, а также изменений в конструкции основного оборудования первого контура – промежуточных теплообменников и главных циркуляционных насосов, которое было одновременно усовершенствовано с учетом опыта разработки и эксплуатации БН-350.

Кроме того, в проекте БН-600 вместо корпусных парогенераторов с трубами Фильда применена секционно-модульная конструкция с прямыми трубами, которая позволяет при межконтурных течах отключать только дефектную секцию без снижения мощности реактора.

Проект РУ БН-600 оказался весьма успешным, несмотря на большое количество новых решений (см. Таб. 1).

Очень важным результатом проведенных исследований при обосновании продления срока эксплуатации БН-600 является установление возможности сохранения работоспособности при длительной эксплуатации стали Х18Н9 – основного конструкционного материала, выбранного для РУ БН еще на начальной стадии разработок. Использование этой стали для оборудования РУ типа БН учтено в ряде специальных нормативных документов. Кроме стали Х18Н9, большие материаловедческие работы выполнены применительно к стали 1Х2М, используемой в парогенераторах БН-600.

Разработка и реализация проектов РУ БН-350 и БН-600 позволили создать эффективную проектно-конструкторскую, производственную и эксплуатационную инфраструктуру, которая явилась базой для дальнейшего развития технологии БН.

В качестве топлива в проектах реакторов БН-350 и БН-600 предусматривался оксид обогащенного урана, что было связано с целью максимально быстрого освоения натриевой реакторной технологии. Задачу использования смешанного уран-плутониевого топлива и отработки замкнутого топливного цикла предполагалось решить в рамках нового проекта реактора БН-800. Разработка проекта БН-800 началась сразу после завершения работ по реактору БН-600. Проект прошел следующие основные этапы разработки и лицензирования:

1984 г. – разработан технический проект энергоблока;

1985 г. – согласование Госатомнадзора СССР технического проекта энергоблока, начало работ по сооружению двух энергоблоков;

1989-1993 гг. – экологическая экспертиза, экспертизы Госплана, Госсаннадзора, Госпожнадзора, Минэкономики;

1990 г. – экспертиза комиссии Академии наук СССР;

1993 г. – доработка проекта в соответствии с новыми нормативными требованиями (ОПБ-88 и ПБЯ РУ АС-89) и с учетом замечаний комиссии АН СССР;

1994-1997 гг. – экспертиза Госатомнадзора Российской Федерации;

1997 г. – выдача лицензии Госатомнадзора РФ на возобновление сооружения энергоблока № 4 Белоярской АЭС;

1998 г. – выдача лицензии Госатомнадзора РФ на возобновление сооружения энергоблока № 1 Южно-Уральской АЭС.

В связи с Чернобыльской аварией работы по сооружению первых двух реакторов БН-800 на площадке Белоярской АЭС и Южно-Уральской площадке были прекращены в 1986 г. Тем не менее, работы по проекту БН-800 продолжались. Технические решения по проекту были окончательно приняты в 1990-е годы с учетом новых нормативных требований к безопасности АЭС и возможного улучшения экономических показателей. Проведенные в 1990 г. работы в этих направлениях были признаны успешными. В 1997 г. была получена лицензия на возобновление сооружения БН-800 на площадке Белоярской АЭС, а в 1998 г. – лицензия для Южно-Уральской АЭС. Это были первые лицензии на сооружение АЭС в России после Чернобыльской аварии.

В 2006 г. правительством РФ утверждена Федеральная целевая программа «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на период 2007 – 2010 год и на перспективу до 2015 года», в которой важное значение придавалось развитию быстрых реакторов. В этом же году по Решению Правительства РФ было возобновлено сооружение четвертого энергоблока Белоярской АЭС с РУ БН-800.

Основная цель создания реактора БН-800, сформулированная в указанной ФЦП, соответствует задаче, поставленной в начале разработки этого проекта – «отработка технологии замкнутого ядерного топливного цикла».

Компоновка и основные технические характеристики РУ БН-800 незначительно отличаются от принятых для РУ БН-600. Однако, используя выявленные запасы и некоторые усовершенствования, мощность реактора удалось форсировать на ~40%, что обеспечило улучшение технико-экономических показателей энергоблока. Для этой же цели количество турбоагрегатов было уменьшено с трех до одного. Последнее позволяет также рассчитывать на увеличение коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) в БН-800 до 0,85.

В проекте БН-800, при сохранении принципа секционности ПГ, уменьшено количество модулей путем исключения натриевого промежуточного перегрева, что позволило повысить его надежность. Это позволило также упростить разводку трубопроводов подогреваемого пара и использовать стандартную конструкцию пароперегревателя. В целом это решение было признано оптимальным, несмотря на некоторое снижение КПД.

Несколько снижены температуры натрия по контурам в связи с использованием хромистой стали в пароперегревательных модулях вместо нержавеющей стали, которая подвержена межкристаллитной коррозии под напряжением при попадании влаги в теплопередающую поверхность.

Принятые в проекте БН-800 новые решения направлены, прежде всего, на повышение уровня безопасности и улучшение экономических показателей (табл. 3).

Введенные усовершенствования позволили довести проект БН-800 по уровню безопасности до требований, предъявляемых к перспективным ядерным энергоблокам (в частности, не отселение населения при любых авариях, учитываемых в проекте).

Проект БН-800 ориентирован на использование МОКС-топлива с обеспечением возможности перехода в перспективе к высокоплотному нитридному топливу. За весь период разработки проекта БН-800 был выполнен значительный объем НИОКР по совершенствованию технологий изготовления конструкционных элементов активной зоны, разработке новых материалов и топливных композиций [7]. На первый период работы реактора предусматривается использование оболочек твэлов из освоенной в БН-600 аустенитной стали ЧС-68 х.д., обеспечивающей возможность достижения максимального выгорания 10% тяжелых атомов (т.а.). (Повреждающая доза при использовании МОКС-топлива - около 90 сна). В дальнейшем планируется использовать усовершенствованную аустенитную сталь ЭК-164 х.д., позволяющую увеличить максимальное выгорание до 13% т.а., а затем – стали ферритно-мартенситного класса. Для чехлов ТВС, так же как в реакторе БН-600, будет использоваться ферритно-мартенситная сталь ЭП-450. В обоснование применения новых сталей для оболочек твэлов проводятся соответствующие экспериментальные исследования с использованием реактора БН-600.

Из изложенного следует, что сооружение реактора БН-800 не только обеспечит отработку технологии замкнутого топливного цикла, но и позволит проверить эффективность новых технических решений. Решение комплекса задач, которое обеспечивает реализация проекта БН-800, позволяет перейти к созданию серийного быстрого реактора БН-1200 и промышленной инфраструктуры замкнутого топливного цикла.

Начало разработки проекта БН-800 основывалось на базе первых редакций специальных норм и правил для атомной энергетики, а также нормативных документов (НД), разработанных для общепромышленных объектов (строительные нормы и правила, государственные стандарты, инструкции).

Накопленный опыт разработки проектов и эксплуатации тепловых и быстрых реакторов (БН-350, БН-600), разработка проектов следующего поколения, включая проект БН-800, и ужесточение требований к обеспечению безопасности предопределили необходимость развития НД. Так, в НД были введены следующие важные требования, которые учитывались в процессе разработки и лицензирования проекта БН-800:

- принцип глубоко эшелонированной защиты;

- классификационные требования по влиянию на безопасность и вытекающие из этого требования к обоснованию элементов разного класса;

- требования по учету внутренних и внешних (природных и техногенных) воздействий;

- учет сейсмических воздействий;

- требования по учету запроектных аварий;

- вероятностные показатели безопасности и требования к выполнению вероятностных анализов безопасности;

- принципы резервирования систем и оборудования, исходя из принципа единичного отказа, введены требования по организации многоканальности систем и их физическому разделению;

- требование по предупреждению или защите систем (элементов) от отказов по общей причине;

- рекомендация о предпочтительном использовании пассивных устройств и свойств внутренней самозащищенности;

- требование по организации резервного пункта (щита) управления;

- требование по внедрению средств, с помощью которых исключаются единичные ошибки персонала или ослабляются их последствия.

Учтена специфика быстрых натриевых реакторов в требованиях:

- по ядерной и радиационной безопасности (ПБЯ РУ АЭС-89, СП АС-03);

- по проектированию оборудования и трубопроводов (ПН АЭ Г-7-008-89);

- к сварным соединениям и наплавкам и их контролю (ПН АЭ Г-7-009-89, ПН АЭ Г-7-010-89);

- к чистоте деталей, сборочных единиц узлов и комплексов (РД-95.10046-89);

- по определению механических свойств и химического состава металла шва и сварных соединений, методические указания (РД-5.90.2430-86);

- по термической обработке заготовок, деталей и сварных узлов из аустенитных сталей для оборудования атомных энергетических установок с реакторами на быстрых нейтронах (РД5-90.2509-87);

- к нормам расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПН АЭ Г-7-002-86).

При выполнении работ по продлению срока эксплуатации реактора БН-600 разработана «Методика расчета прочности основных элементов реакторных установок на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (РД ЭО 1.1.2.09.0714-2007).

НД будет совершенствоваться и в дальнейшем по мере возможного ужесточения требований по ядерной и радиационной безопасности и учета специфики БН применительно к перспективным проектам.

В процессе разработки и лицензирования проекта БН-800 было развито также программно-методическое обеспечение:

- усовершенствованы использованные ранее и развиты новые коды для расчетов нейтронно-физических и теплофизических характеристик активной зоны, расчетов радиационной защиты и анализа безопасности;

- осуществлен переход на трехмерные коды (ANSIS, Flow Vision, CFD) для расчета распределения температур и напряжений в конструкциях, полей температур и скоростей в натриевых потоках.

Объем освоенных капиталовложений в сооружение энергоблока на настоящее время составляет более 30% от полных расчетных затрат.

Особенностью БН с интегральной компоновкой является корпус реактора с габаритами, не позволяющими выполнять его изготовление в заводских условиях. В связи с этим на монтажной площадке введен в эксплуатацию в 2008 г. отдельный корпус сборки реактора, в котором ведутся работы по укрупнению узлов корпуса реактора в восемь монтажных блоков. Это дает возможность существенно ускорить монтаж реактора в шахте и одновременно обеспечить требуемое качество сборочно-сварочных работ без задержки сооружения Главного корпуса энергоблока.

Для обеспечения единого порядка и качества проектирования, изготовления и поставки оборудования, монтажа, наладки и эксплуатации оборудования было принято решение о Комплектной поставке оборудования РУ БН-800. Комплектным поставщиком было определено ОАО «ОКБМ Африкантов».

Изготовление оборудования РУ БН-800 ведется целиком на российских предприятиях – всего привлечено около 25 крупных заводов. 

В процессе подготовки производства и при изготовлении оборудования были восстановлены или разработаны вновь уникальные технологии изготовления изделий из стали аустенитного класса:

- горячей штамповки горловин корпуса реактора;

- доизготовления корпуса реактора в монтажные блоки непосредственно на монтажной площадке;

- труб и фасонных деталей большого диаметра (Ø600, 800, 900 мм) и оребренных гнутых труб системы аварийного расхолаживания;

- пространственной гибки (в трех плоскостях) труб для теплообменного оборудования;

- поковок больших размеров (до 2,0 м, толщиной до 250 мм).

Создана промышленная линия по нанесению покрытия методом диффузионного хромирования с последующей нитридизацией.

Восстановлено изготовление электродвигателей с системой управления для насосов I и II контуров мощностью соответственно 5 и 2,5 МВт, электромагнитных насосов для перекачки натрия производительностью до 430 м³/час с естественным воздушным охлаждением.

Положительную роль в восстановлении производственной базы предприятий сыграл проект CEFR, разработка проекта которого и поставка большой номенклатуры оборудования осуществлялась по контракту с КНР.

Поставлены и смонтированы металлоконструкции облицовки шахты реактора, баки-компенсаторы, наклонные подъемники и другое оборудование, обеспечивающее последовательность сооружения энергоблока. В 2010 г. будет поставлена 81 единица оборудования (65%), а поставка остального будет завершена в 2011 г.

ОКБМ координирует также работы по обеспечению разработки и поставки натриевых контрольно-измерительных приборов.

Кроме того, реактор оснащается следующими контрольно-измерительными устройствами:

- индикаторами положения элементов корпуса – для контроля температурных перемещений оборудования и трубопроводов;

- системами для контроля состояния твэл;

- системой контроля за состоянием металла в процессе эксплуатации;

- петлей спектрометрии и пробоотборниками для контроля качества теплоносителя;

- пробоотборниками газа для контроля газа над уровнем теплоносителя.

Вопросы поставки автоматической системы управления (АСУ), вентиляционного, электротехнического и другого оборудования будут решены по аналогии с поставками такого же оборудования для других атомных станций, сооружаемых в настоящее время и пущенных в эксплуатацию в последние годы (Калининская, Волгодонская и др.), поскольку их основой является однотипное оборудование.

Следует отметить, что сооружение БН-800 обеспечивает решение важнейшей практической задачи – восстановление и развитие технологий создания энергетических реакторов БН, что является одним из необходимых условий для перехода к их коммерциализации.

Экспериментальная база развивалась и совершенствовалась по мере развития технологии быстрых натриевых реакторов. Основа этой базы, созданная при разработке проектов БН-350 и БН-600, использовалась для проекта БН-800 и определила ее современное состояние.

Для получения служебных характеристик конструкционных материалов оборудования РУ используется экспериментальная база ЦНИИ КМ «Прометей».

Отработка смешанного уран-плутониевого топлива ведется с использованием экспериментальных установок, имеющихся во ВНИИНМ, НИИАР и ФЭИ.

Уникальные возможности для проведения экспериментальных исследований по РУ БН, в первую очередь в части испытаний твэлов, обеспечены наличием действующих быстрых натриевых реакторов БОР-60 и БН-800.

Созданная экспериментальная база с проведением необходимой модернизации и доработок, в основном, обеспечит проведение НИОКР по проекту перспективного реактора БН-1200.

При разработке реактора БН-1200, выполненной к настоящему времени на уровне эскизного проекта, сохранена преемственность по принципиальным техническим решениям, положительно зарекомендовавшим себя в БН-600 и примененным в БН-800. Одновременно, для улучшения технико-экономических показателей и повышения уровня безопасности введен ряд новых технических решений.

Имеющиеся возможности по разработке проекта БН-1200, включая существующую экспериментальную базу, позволяют реализовать этот проект до 2020 г. Степень надежности проекта должна обеспечить условия для коммерциализации проекта с началом серийного сооружения таких энергоблоков непосредственно после 2020 г.

Проект БН-800 разработан на основе успешного опыта НИОКР по направлению БН, в первую очередь опыта создания и эксплуатации реактора БН-600.

Реализация проекта БН-800 является важнейшим этапом в освоении технологии быстрых натриевых реакторов. С учетом работ, выполненных по этому проекту, можно утверждать, что технология быстрых натриевых реакторов готова к коммерческому освоению:

- разработаны и апробированы технические решения по основному оборудованию и компоновке РУ;

- созданы и обоснованы основные конструкционные материалы, определены направления их дальнейшего совершенствования;

- разработана нормативно-методологическая база, созданы современные расчетные коды для обоснования проектных характеристик и безопасности быстрых натриевых реакторов;

- обширная экспериментальная база, созданная в обоснование проектов БН, сохранена в достаточной степени для использования при разработке новых проектов;

- восстановлены или разработаны вновь уникальные технологии изготовления оборудования и специфических контрольно-измерительных приборов, создана устойчивая кооперация российских предприятий по их изготовлению, решаются вопросы кадровой политики.

Основной целью создания реактора БН-800 является освоение смешанного уран-плутониевого топлива, создание основ замкнутого топливного цикла и подтверждение технических решений по безопасности, которые намечено использовать и в перспективном проекте БН-1200.

Целью проекта БН-1200 является создание до 2020 г. головного энергоблока с высокими технико-экономическими показателями и показателями безопасности, удовлетворяющего требованиям к установкам IV поколения, для последующего серийного сооружения энергоблоков данного типа. 

Накопленный опыт разработки и эксплуатации БН в России свидетельствует о зрелости натриевой технологии и ее способности достичь целей, поставленных ФЦП ЯЭНП: решение проблемы топливообеспечения атомной энергетики на длительную перспективу, создание структуры замкнутого топливного цикла в промышленном масштабе, снижение объемов радиоактивных отходов за счет переработки ОЯТ ВВЭР и использования выделенных из него плутония и младших актинидов.

Д.Л. Зверев, Б.А. Васильев, В.Ю. Седаков, Н.Г. Кузавков (ОАО «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород)

Доклад на Международной научно-технической конференции «БН-600 – 30 лет» (г. Заречный, БАЭС)

На первой фотографии: монтаж шахты реактора

Читайте также: