«РОСАТОМ» / АО «ГНЦ РФ – ФЭИ»

Реализованные проекты

За 70 лет работы под научным руководством ФЭИ разработано более 120 проектов различных реакторных установок.

Быстрый энергетический реактор БН-800

История разработки и создания реактора БН-800

Этапы разработки, создания и сооружения реактора БН-800 прошли весьма непростой и довольно долгий путь, что связано, в первую очередь с Чернобыльской аварией 1986 года и позже с определенными макроэкономическими и политическими процессами, которые происходили в то время в стране.

Начало этой долгой и трудной истории было положено после 1970 г. выпуском в ФЭИ предварительного задания на разработку на базе реактора БН-600 нового усовершенствованного быстрого реактора БНК-600 (Быстрый Натриевый Конвертор) в интересах Министерства обороны для наработки оружейного плутония с попутным производством электрической энергии. В процессе разработки проекта мощность реактора была повышена до 750 МВт(э). Реактор получил новое название БНК-750 «Прометей».

С самого начала разработки проекта в качестве основного варианта рассматривалось использование окисного уран-плутониевого топлива в этом реакторе (МОХ-топливо). Однако, в связи с существующем тогда, по мнению руководства Министерства среднего машиностроения, дефицитом плутония,  расчетные исследования проводились также и для «гибридной» активной зоны, в которой наряду с МОХ-топливом использовалось также и обогащенное урановое топливо. Дальнейшее развитие событий показало, что необходимость в подобной специальной установке для нужд Министерства обороны отпала.

По решению Минсредмаша (и лично Министра Е.П. Славского) в 1976 г. проект БНК-600 был перепрофилирован на создание быстрого энергетического реактора с улучшенными (по отношению к БН-600) характеристиками с основной задачей – производство электрической энергии. В результате появился проект быстрого энергетического реактора БН-800 с полной загрузкой активной зоны МОХ-топливом. Увеличение мощности реализовалось в пределах корпуса реактора БН-600 за счет увеличения размеров активной зоны и выявленных резервов в поверхности теплопередачи промежуточного теплообменника.

Одновременно были развернуты работы по реактору большой мощности – первоначально 1000 МВт(э) в 1969-1970 гг., затем 1500 МВт(э) с 1971 г. и в 1974 г. был разработан эскизный проект реактора мощностью 1600 МВт(э). В 1980 г. выходит Постановление Правительства о сооружении на Белоярской и Южно-Уральской площадках по два блока быстрых энергетических реакторов, включающих БН-800 и БН-1600. Однако, в связи с некоторой задержкой по разработке реактора БН-1600, в 1983 г. вышло новое Постановление ЦК КПСС и Совета министров о сооружении четырех блоков БН-800: трех блоков на Южно-Уральской площадке и одного блока на Белоярской АЭС. Работы по сооружению блоков начались в 1984 г. (пуск первого блока предполагался в 1992 г.). На Южно-Уральской станции уже был выкопан котлован под 1-ый блок, была создана практически вся вспомогательная инфраструктура. Начались работы и на Белоярской АЭС.

В связи с решением использовать в новых проектах быстрых реакторов уран-плутониевое топливо, примерно в это же время начались работы по проекту «Комплекса-300» - завода по производству МОХ-топлива для реактора БН-800. Разработку проекта вел Государственный Специализированный Проектный Институт (ГСПИ) с участием ФЭИ, ОКБМ и других организаций. Сооружение завода началось на Южно-Уральской площадке практически одновременно с началом сооружения первого блока БН-800. Исследования, проведенные в ФЭИ на основе анализа реактора БН-800, показали, что быстрый реактор может использовать плутоний практически любого изотопного состава без каких-либо изменений в его конструкции и в эксплуатационных параметрах. Для этого была разработана соответствующая методика корректировки содержания плутония в МОХ-топливе в зависимости от состава используемого плутония. Эта методика была внедрена в технологическую цепочку изготовления МОХ-топлива на заводе «Комплекс-300».

После Чернобыльской аварии в 1986 г. сооружение всех новых АЭС в стране было остановлено и все проекты ядерных блоков были направлены на дополнительное рассмотрение по обоснованию безопасности и, при необходимости, корректировку. (Также были остановлены начатые работы по сооружению завода «Комплекс-300» по производству МОХ-топлива для быстрых реакторов).

В связи с Чернобыльской аварией, под эгидой Академии Наук была создана специальная комиссия по рассмотрению и анализу новых проектов ядерных энергетических установок. Основное замечание, которое выдвинула эта комиссия при рассмотрении проекта БН-800, касалось натриевого пустотного эффекта реактивности (НПЭР), а именно: его довольно значительной положительной величины при опустошении активной зоны от натрия. Выход из создавшегося положения был предложен специалистами ФЭИ по введению специальной «натриевой» полости в тепловыделяющую сборку активной зоны за счет удаления верхнего торцевого экрана. Для защиты механизмов, расположенных в поворотных пробках, от нейтронного излучения над натриевой полостью в тепло-выделяющей сборке (ТВС) помещается верхняя защита из карбида бора. В случае закипания натрия в активной зоне резко возрастает утечка нейтронов через натриевую полость, приводя к вводу отрицательной реактивности, доводя НПЭР до нулевого значения.

Для обоснования этого проектного решения были проведены многочисленные исследования, включая расчеты, эксперименты на критических сборках и международные бенчмарки с участием ведущих специалистов СССР, США, Франции, Японии, Германии, Великобритании.

В дальнейшем, в 90-х годах, продолжение строительства энергоблока сдерживалось сложной экономической ситуацией в стране. В этот период проект энергоблока БН-800 продолжал совершенствоваться, и к моменту возобновления его сооружения обрел лучшие свои свойства и характеристики, удовлетворяющие всем современным требованиям по безопасности. В начале 2000-ых годов ФЭИ и ОКБМ провели большую работу по возобновлению сооружения реактора БН-800 при участии комитета по энергетике Государственной Думы. В результате в 2006 г. финансирование сооружения энергоблока с реактором БН-800 на Белоярской АЭС было включено отдельной строкой в Федеральную целевую программу «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России в 2007-2010 гг. и на перспективу до 2015 г.».

Работы по сооружению БН-800 были возобновлены в 2006 г. Первая критичность на реакторе была достигнута 27 июня 2014 г. Энергоблок №4 с реактором БН-800 был впервые включён в единую энергосистему страны 10 декабря 2015 г., 31  октября 2016 г. энергоблок был введен в промышленную эксплуатацию. Реактор начал работать с использованием, так называемой гибридной активной зоны, в которой основную долю составляют тепловыделяющие сборки (ТВС) с урановым топливом – 84% и 16% – ТВС с МОХ-топливом, изготовленным на опытных производствах ПО «МАЯК» и ОАО «ГНЦ НИИАР». Перевод активной зоны на полную загрузку МОХ-топливом планируется осуществить в 2019 г. с использованием топлива, изготавливаемого на сооруженном для этой цели заводе на ГХК.

Реактор БН-800 включает в себя все основные принципиальные технические решения, которые были реализованы в БН-600. В БН-800 предусмотрены также новые технические решения, существенно повышающие безопасность установки:

  1. Впервые в мировой практике удалось достичь нулевого или даже отрицательного значения натриевого пустотного эффекта реактивности путем изменения традиционного состава верхнего торцевого экрана.
  2. В системы регулирования введены дополнительные стержни аварийной защиты, действие которых основано на пассивных принципах: при нормальной эксплуатации эти стержни находятся во «взвешенном» состоянии над активной зоной за счет напора циркулирующего натрия, при прекращении циркуляции они «сваливаются» в активную зону и останавливают цепную реакцию.
  3. В систему охлаждения реактора введена дополнительная система аварийного расхолаживания, работающая на пассивных принципах (естественная циркуляция теплоносителя) и использующая теплообменник натрий-воздух.
  4. Под активной зоной предусмотрена специальная «ловушка» для сбора и удержания расплава и фрагментов активной зоной при ее разрушении в результате тяжелой аварии. Повторная критичность в этом случае исключается.
  5. За счет дополнительных технических решений повышена сейсмостойкость строительных конструкций.

Основные характеристики реактора БН-800

Так же, как и в БН-600 в реакторной установке БН-800 применена интегральная компоновка первого контура, когда основное оборудование первого контура сосредоточено в баке реактора. Как и в БН-600 активная зона реактора и боковая зона воспроизводства собираются из шестигранных ТВС размером «под ключ» 96 мм. ТВС активной зоны содержит 127 твэлов с МОХ-топливом. Снизу столба топлива в твэлах располагается нижний торцевой экран с обедненной двуокисью урана. В верхней части твэлы, в отличие от БН-600, не имеют торцевых экранов. В ТВС активной зоны над пучком твэлов образуется полость, заполненная в рабочем состоянии натрием, - так называемая «натриевая полость» - главный элемент конструкции по снижению положительного натриевого пустотного эффекта при аварийных ситуациях с закипанием натрия. Над натриевой полостью в ТВС размещается верхняя защита, представляющая собой пучок борных стержней. 

Основные характеристики активных зон реактора БН-800 для начального периода эксплуатации.

Характеристика Гибридная активная зона Активная зона с МОХ-топливом
Приведенный диаметр активной зоны, м 2,56 2,56
Высота активной зоны, см 90 90
Загрузка диоксида обогащенного урана, т 13,8 -
Загрузка таблеточного МОХ-топлива, т 1,57 16,4
Загрузка виброуплотненного МОХ-топлива, т 1,08 -
Интервал между перегрузками, эфф. сут. 155 155
Кампания топлива, сут. 465 465 (620*)
Среднее выгорание топлива, МВт·с/кг 64 66

* Для периферийных ТВС ЗБО

В связи с заключением в 2000 г. межправительственного Соглашения между Российской Федерацией и Соединенными Штатами Америки «Об утилизации плутония, заявленного как плутоний, не являющийся более необходимым для целей обороны, обращению с ним и сотрудничеству в этой области», быстрому энергетическому реактору БН-800 отводилась главная роль в российской программе утилизации.

Наряду с выработкой электрической энергии основными задачами быстрого энергетического реактора БН-800 являются следующие:

  1. Обоснование использования уран-плутониевого топлива в быстрых реакторах на промышленном уровне;
  2. Обоснование технологий по замыканию ядерного топливного цикла.