Ценим
ПРОШЛОЕ,
работаем
на БУДУЩЕЕ

Атомная энергетика

Передовые технологические решения в области ядерной энергетики и безопасности

Реактор БН-1200М

Проект быстрого энергетического реактора

03.02.2024
«Сборка Будущего». Каким будет российский ядерный реактор четвертого поколения. Видеюсюжет ТК Россия 24, программа Горизонты атома. Специальный репортаж Антона Подковенко..

На основе коммерческих быстрых реакторов БН-1200М 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-1200М 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.

Реактор БН-1200М

Технические решения по повышению безопасности реакторной установки

Значительное внимание при разработке проекта реактора БН-1200М 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».

30.11.2023
О реакторах БН-1200 для быстрой атомной энергетики | Андрей Гулевич, ФЭИ. XIX международная молодежная научно-практическая конференция «Будущее атомной энергетики – AtomFuture 2023».

Технико-экономические и эксплуатационные показатели энергоблока

Требования к целевым экономическим показателям БН-1200М 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-1200М будут находиться на сопоставимом уровне с показателями ВВЭР такой же мощности. В перспективе себестоимость электроэнергии, вырабатываемой БН-1200М, 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-1200М предусматривается на Белоярской АЭС с вводом в эксплуатацию в период 2031-2035 гг.