«РОСАТОМ» / АО «ГНЦ РФ – ФЭИ»

Атомная энергетика

Передовые технологические решения в области ядерной энергетики и безопасности

В нашей стране первые оценки по свойствам быстрого спектра нейтронов в приложении к ядерным реакторам были сделаны в 1946 г. по инициативе И.В. Курчатова. С 1949 г. руководителем работ по быстрым реакторам становится А.И. Лейпунский, под научным руководством которого примерно в то же время расчетным путем была показана возможность расширенного воспроизводство ядерного горючего и использование жидкометаллического теплоносителя в реакторах с быстрым спектром нейтронов. Обширные исследования с целью разработки физических и физико-технических основ быстрых реакторов начались в Физико-энергетическом институте в Обнинске, а затем во многих других организациях.

Для проведения исследований по физике и инженерным проблемам реакторов на быстрых нейтронах в ФЭИ были построены и введены в действие критические сборки (реакторы «нулевой» мощности) и исследовательские реакторы (ИР) на быстрых нейтронах: БР-1 (в 1955 г.), БР-2 (в 1956 г.), БР-5 (в 1959 г.), БФС-1 (в 1961 г.), БФС-2 (в 1969 г.), БР-10 (реконструкция БР-5, в 1973 г.).

В результате проведенных исследований на этих первых установках была подтверждена возможность достижения коэффициента воспроизводства ядерного горючего в быстрых реакторах КВ>1, в качестве основного ядерного топлива была рекомендована двуокись урана, а основного теплоносителя – жидкий натрий.

Первым демонстрационным быстрым реактором был ныне действующий исследовательский реактор БОР-60.

Быстрый реактор БН-350 уже генерировал электроэнергию в Казахстане в течение 27 лет до 1999 года, и около половины его тепловой мощности 1000 МВт использовалось для опреснения воды. Его расчетный срок службы составлял 20 лет, а после 1993 года он действовал на основе ежегодного продления лицензии.

Основные характеристики, задачи, проблемы, достижения и опыт эксплуатации БН-350:

  • получение опыта эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах большей мощности;
  • проверка методов расчета нейтронно-физических характеристик (критмасса, поле тепловыделения, наработка плутония и его качество, коэффициенты реактивности);
  • проверка надежности оборудования, топлива; установка обессоливания морской воды, проверка систем безопасности;
  • проблемы с маслом, с парогенераторами, с твэлами, барабаном отработавших сборок (БОС), с системой перегрузки, с конструкционными материалами твэлов, ТВС и их решения;
  • материаловедческие исследования, исследования коэффициента воспроизводства, проверка естественной циркуляции, эксперимент с выходом в режим кипения в ТВС, эксперименты по динамике развития межконтурной течи.

Быстрый реактор БН-600 – работает в составе энергоблока мощностью 600 МВт – с 1980 года поставляет электроэнергию в сеть. В нем используется главным образом топливо на основе оксида урана, обогащенного до 17, 21 и 26%, и небольшое количество МОКС-топлива. Это реактор интегрального типа, промежуточные натрий-натриевые теплообменники и главные циркуляционные насосы находятся в корпусе реактора. Давление натриевого теплоносителя в корпусе немного (на 0,05 МПа) превышает атмосферное, поэтому опасность разрыва корпуса исключается. Парогенераторы, установленные за пределами корпуса, снабжают паром три 200 МВт турбогенератора.

27 июня 2014 г. состоялся физический пуск энергоблока №4 с реактором БН-800, 10 декабря 2015 г. он был впервые включён в единую энергосистему страны , 31 октября 2016 г. – введен в промышленную эксплуатацию. Реактор начал работать с использованием так называемой гибридной активной зоны, в которой основную часть (84%) составляют ТВС с урановым топливом, и 16% – ТВС с МОХ-топливом. Перевод этого реактора на полную загрузку МОХ-топливом планируется в 2019 г. Для производства МОКС топлива построен завод.

Вреакторе БН-800 использованы как проверенные технические решения, реализованные в БН-600, так и новые, существенно повышающие безопасность энергоустановки, такие как: нулевой натриевый пустотный эффект реактивности, гидравлически взвешенные стержни аварийной защиты, срабатывающие при снижении расхода теплоносителя, пассивные системы аварийного расхолаживания, под активной зоной предусмотрена специальная «ловушка» для сбора и удержания расплава и фрагментов активной зоной при ее разрушении в результате тяжелой аварии, повышена сейсмостойкость конструкции.

Быстрые реакторы, работающие в мире на данный момент

Реактор Статус реактора, компоновка, теплоноситель Мощность (тепловая/
электрическая)
Топливо
Страна Годы эксплуатация
БОР-60 Исследовательский, петлевой, натрий 55/10 оксид Россия 1969-2020
БН-600 Опытно-промышленный, интегральный, натрий 1470/600 оксид Россия 1980-2020
БН-800 Опытно-промышленный, интегральный, натрий 2100/800 МОКС Россия 2016-2043
FBTR Экспериментальный, интегральный, натрий 40/13,2 карбид (металл) Индия 1985-2030
PFBR Прототип, интегральный, натрий 1250/500 оксид (металл) Индия
CEFR Экспериментальный, интегральный, натрий 65/20 оксид
(МОКС)
Китай 2010-2040
Joyo Экспериментальный, интегральный, натрий 140/- оксид Япония 1978-2007, в данный момент находится на длительной реконструкции, возможен запуск 2021
Monju Прототип, петлевой, натрий 714/280 оксид Япония 1994-96, 2010, вывод из эксплуатации по решению японского правительства

Правительство Японии приняло решение полностью вывести из эксплуатации АЭС Monju – единственную в стране атомную электростанцию с реактором на быстрых нейтронах.

Агентство по ядерному регулированию (NRA) отложило рассмотрение вопроса о повторном пуске быстрого натриевого исследовательского реактора JOYO. Заявка на разрешение повторного пуска JOYO была подана в регулирующий орган 30 марта 2017 года. В заявке отсутствует предполагаемая дата рестарта.

Таким образом, с 1972 года (с момента пуска БН-350) в нашей стране быстрые реакторы используются для получения электроэнергии, опреснения воды. В настоящее время Россия является единственной в мире страной, в структуре атомной энергетики которой присутствуют реакторы на быстрых нейтронах. Это достигнуто благодаря тому, что только в нашей стране успешно пройдены все необходимые этапы освоения технологии БН – быстрых реакторов с натриевым теплоносителем.

Быстрый реактор БН-800 в замкнутом топливном цикле

БН-800

Быстрый реактор БН-800 в замкнутом топливном цикле.

ПОДРОБНЕЕ
Реактор БН-1200

БН-1200

Проект быстрого энергетического реактора

ПОДРОБНЕЕ
Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300

БРЕСТ-ОД-300

Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем.

ПОДРОБНЕЕ
СВБР-100

СВБР-100

Реакторная установка на быстрых нейтронах с теплоносителем свинец-висмут.

ПОДРОБНЕЕ
Многоцелевой исследовательский реактор на быстрых нейтронах

Новый исследовательский реактор МБИР

Многоцелевой исследовательский реактор на быстрых нейтронах.

ПОДРОБНЕЕ
Высокотемпературный реактор с натриевым теплоносителем

Высокотемпературный реактор с натриевым теплоносителем БН-ВТ

ПОДРОБНЕЕ