«РОСАТОМ» / АО «ГНЦ РФ – ФЭИ»

Атомная энергетика

Передовые технологические решения в области ядерной энергетики и безопасности

БН-800

Быстрый реактор БН-800 в замкнутом топливном цикле.

В реакторе БН-800 был выполнен переход от открытого топливного цикла с урановым топливом (БН-600) к замкнутому топливному циклу с уран-плутониевым смешанным топливом, включающий создание пилотного производства смешанного топлива и отработку пилотного замкнутого цикла с его внедрением в производство.

Проект реактора БН-800 наследует все основные принципиальные технические решения, которые были реализованы в реакторе БН-600. В то же время в проект РУ БН-800 введены принципиально новые решения, направленные на дальнейшее повышение уровня безопасности реакторов типа БН.

Инновации проекта БН-800

  • Самозащищенность блока от внешних и внутренних воздействий.
  • Пассивные средства воздействия на реактивность, системы аварийного расхолаживания через теплообменники, поддон для сбора расплавленного топлива.
  • Нулевой натриевый пустотный эффект реактивности.
  • Минимальная вероятность аварии с расплавлением активной зоны.

Основные характеристики

БН-800 – реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, на котором производится окончательная отработка технологии реакторов на быстрых нейтронах с использованием уран-плутониевого МОКС-топлива. Электрическая мощность – 800 МВт. Энергоблок состоит из реакторной установки на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем и одной турбоустановки.

Особенностью реакторной установки типа БН является интегральная компоновка первого контура, когда основное оборудование и активный теплоноситель первого контура сосредоточены в баке реактора. Тепловая схема энергоблока с реактором БН-800 – трехконтурная.

Первый контур включает три петли, каждая из которых имеет главный циркуляционный насос (ГЦН-1), управляемый обратный клапан и два промежуточных теплообменника (ПТО).

Второй контур (промежуточный) также включает три петли, каждая из которых состоит из двух ПТО, модульного парогенератора (ПГ), буферной емкости, ГЦН-2 и трубопроводов. Теплоносителем в промежуточном втором контуре является натрий.

Третий контур (паро-водяной) состоит из трёх секций модульного ПГ и одного турбоагрегата. ГЦН-1 каждой петли подает натрий в напорную камеру реактора и далее в тепловыделяющие сборки (ТВС) активной зоны и зоны воспроизводства, а также на охлаждение корпуса реактора, нейтронной защиты и внутрибаковой биологической защиты. Натрий, нагретый в активной зоне реактора до температуры 547 °C, поступает в ПТО каждой петли, где передает тепло натрию второго контура, и возвращается на вход ГЦН-1.

Натрий второго контура, нагретый в ПТО данной петли до температуры 505 °C, поступает в модульный ПГ, где генерирует и перегревает пар. Сепарация и промежуточный перегрев пара, отработавшего в цилиндре высокого давления турбины, осуществляется в сепараторах-пароперегревателях (СПП).

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.