«РОСАТОМ» / АО «ГНЦ РФ – ФЭИ»

Атомная энергетика

Передовые технологические решения в области ядерной энергетики и безопасности

БН-1200

Проект быстрого энергетического реактора

Разработка реакторной установки БН-1200 ведется в соответствии с Федеральной целевой программой «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года» (ФЦП ЯЭНП) и долгосрочной программой действий концерна «Росэнергоатом». Целью данной разработки является создание экономически конкурентоспособного реактора на быстрых нейтронах повышенной безопасности с замкнутым топливным циклом.

Проект перспективного энергоблока с быстрым натриевым реактором БН-1200 разрабатывается как основа для начального этапа серийного ввода реакторов этого типа.

При разработке энергоблока должны быть выполнены следующие требования:

  • конкурентоспособность с перспективными энергоблоками на основе реакторов другого типа и энергоблоками на органическом топливе,
  • доведение безопасности до уровня, исключающего необходимость принятия мер для защиты населения за пределами площадки АЭС при любых возможных авариях,
  • достижение коэффициента воспроизводства (КВ) на уровне от 1,2 (1-й этап) до 1,3-1,35 (2-й этап) при использовании смешанного оксидного топлива и до 1,45 при применении смешанного нитридного топлива,
  • сокращение продолжительности времени строительства серийных энергоблоков до 48 месяцев,
  • возможность ввода серии подобных реакторов через 2-3 года после запуска головного энергоблока.

Мощность серийного энергоблока принята исходя из следующих соображений:

  • увеличение возможностей по выбору площадок для размещения АЭС с учетом ограничения мощности имеющихся местных электрических сетей;
  • возможность доставки крупногабаритного оборудования по железной дороге;
  • использование одного турбогенератора, имеющего общие технические решения с турбогенератором такой же мощности для энергоблока с реактором на тепловых нейтронах проекта «АЭС-2006».

Разработка БН-1200 базируется на максимально возможном использовании апробированных, научно обоснованных и инженерно отработанных технических решений, реализованных в проектах быстрых реакторов БН-350, БН-600, БН-800. Вместе с тем применяются и новые технические решения, которые призваны повысить безопасность и позволят обеспечить приемлемую экономичность энергоблока и эффективность использования топлива.

К таким решениям относятся:

  • применение парогенераторов корпусного типа;
  • использование сильфонных компенсаторов на трубопроводах второго контура в целях сокращения протяженности трубопроводов;
  • существенное упрощение системы перегрузки топлива;
  • применение карбида бора для внутриреакторной радиационной защиты в целях уменьшения габаритных размеров и снижения массы этой защиты.

В реакторе БН-1200 принят уменьшенный подогрев теплоносителя для снижения температуры оболочек твэлов до уровня ниже 670 °С, что позволяет применить для них радиационно стойкую ферритно-мартенситную сталь.

Основные характеристики энергоблока БН-1200

Наименование характеристики, размерность Величина
Электрическая мощность, МВт 1220
Число теплоотводящих петель 4
Температура теплоносителя первого контура, °С:
  • на входе в промежуточный теплообменник
  • на выходе из промежуточного теплообменника

550
410
Температура теплоносителя второго контура, °С:
  • на входе в парогенератор
  • на выходе из парогенератора

527
355
Параметры третьего контура:
  • температура свежего пара, °С
  • давление свежего пара, МПа
  • температура питательной воды, °С

510
14
240
Тип промежуточного перегрева пара Паровой
КПД АЭС, %:
  • брутто
  • нетто

42
39
Коэффициент использования мощности, % 90
Срок службы энергоблока, годы 60

Активная зона реактора БН-1200

Характеристики активной зоны существенным образом влияют на технико-экономические показатели энергоблока. В связи с этим в БН-1200 приняты новые технические решения, основными из которых являются:

  • поэтапное повышение максимального выгорания смешанного уран-плутониевого топлива от достигнутого на экспериментальных тепловыделяющих сборках (ТВС) 11,8 до 14, 17, 20% т.а., что позволит последовательно снижать количество используемых 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 одного 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 до 0,47 в целях повышения внутреннего коэффициента воспроизводства, что уменьшает потерю реактивности на выгорание и, следовательно, снижает требуемую эффективность органов СУЗ;
  • увеличение диаметра твэлов с 6,9 мм (для БН-600, БН-800) до 9,3 мм и размера чехла ТВС «под ключ» с 96×2 мм (для БН-600, БН-800) до 181×3,5 мм, 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 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 службы до 60 лет;
  • повышение коэффициента использования мощности до 90%;
  • повышение выгорания топлива.

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 со схемой территориального планирования Российской Федерации в области энергетики, утвержденной распоряжением Правительством от 1 августа 2016 г. № 1634-р, на Белоярской и на Южно-Уральской АЭС предусматривается сооружение по одному энергоблоку с реактором БН-1200 – блока № 5 на БАЭС и блок №1 на ЮУАЭС с вводом в действие обоих блоков до 2030 г.