proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2021 год
  Агентство  ПРоАтом. 24 года с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Обсудим?!
Способствует ли безопасности атомной отрасли закрытость (усиление режима)?
Да
Нет
Сильнее влияют другие факторы

Результаты
Другие опросы
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. Подробнее
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. Информация: (812) 438-32-77, E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[21/08/2006]     Инжиниринг энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БН-800

А.А.Ринейский, д.т.н.

Ринейский Анатолий Антонович – до 1993 г. работал в ФЭИ им. акад. Лейпунского; начальник лаборатории перспективных разработок – позиция перед приглашением в МАГАТЭ на пост ученого секретаря Международной рабочей группы по БР (МРГБР). В настоящее время – консультант по технологии БР.

Введение

Признанным коллективам в плановой экономике СССР создавались беспрепятственные условия добиваться поставленных целей в реализации приоритетных нацпроектов, – здесь плановая экономика была эффективнее либерально-рыночной. Диктаторское руководство разработками часто оказывалось весьма эффективным, хотя всезнающими экспертами могли выступать фигуранты из партгосаппарата. Последние (и не только в СССР) на ранней стадии разработки, совпавшей с пиком холодной войны, видели быстрые реакторы (БР), производящие энергию и кондиционный делящийся материал. Важные энергопроекты и, особенно, в атомном машиностроении, воплощались в жизнь коллективами цивильнооборонного единого целого. Им, поощряемая социальным механизмом, была привита умственная необходимость двухцелевого творчества, что, параллельно с новыми образцами для оборонки, рождало новое в созидательных целях. В стране, без примитивного заимствования, были созданы признанные в мире оригинальными БР-5/10, БОР-60, БН-350 и БН-600. Последний с момента пуска в эксплуатацию в 1980 г. работает рентабельно, надежно поставляя в энергосистему Урала ~600 МВтэл и по ряду параметров (КИУМ, КПД) признан WANO одним из лучших в мире. БН-800 – это тот же БН-600, увеличение мощности на ~250 МВтэл реализовано без форсирования параметров, благодаря резервам в размещении дополнительных топливных сборок (ТВС) в реакторе и отводе от него повышенной мощности. Важнейшее достижение БН-800 – повышение запасов безопасности реактора благодаря ряду инноваций. Программа ОКР и НИР по ним была завершена специальными НИИ и КБ в середине нулевых, основной объем – при еще плановой экономике, когда страна занимала передовые позиции в технологии БР. Поэтому БН-800 современен, как и успешно экспортируемые и поныне лучшие образцы оборонной техники, рожденные той же системой. Добрый признак удачного инжиниринга – когда хочется сопоставить его с себе подобными, что и делается.

Принципиальные инженерные решения и характеристики установки БН-800

Реактор. Принципиально новым в БН-600/800 является интегральная конструкция реактора. К чести конструкторов (ОКБМ, Н.Новгород), научного руководителя (ФЭИ, Обнинск), проектантов (АЭП, Санкт-Петербург), а также специалистов БАЭС, БН-600 в их реализации получился высоконадежным и экономичным энергоблоком. Строящийся индийский, три построенных: французские (Суперфеникс (СФ) и Феникс) и английский (PFR) также имеют интегральную конструкцию реактора. Однако при эксплуатации СФ, Феникс и английского прототипа (PFR), к сожалению, проявились проектные ошибки, что было одной из причин досрочного закрытия (СФ, PFR), перевода в статус исследовательского с мощностью 2/3 от Nном. (Феникс) (рис. 1).


Рис. 1. СФ – слева (боковая нейтронная защита не показана) и БН-800 – справа, в одном масштабе; БН-800: три насоса I контура (1), шесть теплообменников Na/Na(4), активная зона (3) в корпусе реактора (2)

Характеристики БР приведены в таблице 1 [1, 2, 3].


Табл. 1. Характеристики БР [1, 2, 3]

Французский Феникс и английский PFR БР имеют почти одинаковые с БН800 размеры корпусов, но российский реактор более чем в 3 раза мощнее; реактор БН-800 по удельным натуральным показателям более чем в два раза компактнее СФ (м3/МВтэл, СФ5.7, БН-800 – 2,4, рис. 1). Эти преимущества обеспечены оригинальной конструкцией российских БР средней мощности. Благодаря передаче веса оборудования и корпуса через нижнюю опору (поз. 5, рис. 1) на фундамент снизилась нагрузка на коническую крышу и верхнюю защитную плиту реактора, что вместе с искусством разработчиков позволило увеличить степень их перфорации, сократить расстояния между размещаемым по окружности оборудованием – насосами, промтеплообменниками, и в итоге уменьшить диаметр основного и равнопрочного с ним страховочного корпусов. В подвешенных зарубежных аналогах корпус реактора приварен (PFR, СФ) или подвешен (Феникс) к весьма напряженной (из-за установки на ней оборудования и поэтому слабо перфорированной) верхней железобетонной плите [1], чем, отчасти, и объясняется увеличение диаметра корпуса. В новом европейском проекте БР (EFR) вместо железобетонной применена массивная (диаметр 17,5 м, макс. толщина 0,85 м) стальная плита в качестве верхней защиты, что позволило увеличить степень ее перфорации и этим сократить расстояния между размещаемым по окружности оборудованием, уменьшить диаметр корпуса [4].

Активная зона, ядерное горючее. Физические свойства реактора на быстрых нейтронах таковы, что горючим в нем может служить плутоний с весьма широким изотопным составом. Таким образом, реактор БН-800 может работать как на плутонии, извлекаемом из отработавшего материала активной зоны тепловых реакторов (ВВЭР), так и на оружейном. Смешанное оксидное уран-плутониевое топливо (СОТ) является основным вариантом, однако по ряду причин (повышение запасов безопасности, нераспространение) не исключается использование более плотного мононитридного топлива (МНТ), на котором коэффициент воспроизводства активной зоны (КВА) реактора БН-800 достигает единицы даже без зон воспроизводства (табл. 2).


Табл. 2. Параметры активных зон БН-800 с СОТ и МНТ [5]

В БР на МНТ плутоний находится внутри замкнутого топливного цикла, а внешняя подпитка может быть ограничена только U238. Отсутствие зон воспроизводства исключает наработку реактором плутония оружейной кондиции, что важно с точки зрения нераспространения. БР с полным воспроизводством топлива (КВА=1.0) имеет минимальный запас реактивности на выгорание hspace=4. В результате небольшие по величине и отрицательные мощностной, температурный и околонулевой пустотный эффекты реактивности в целом исключают разгон реактора на мгновенных нейтронах при ошибочном извлечении из активной зоны органов регулирования и несрабатывании аварийной защиты. Могут быть отмечены две оригинальные инновации в конструкции активной зоны:

1) Дополнительная к имеющимся штатным и действующая на пассивных принципах система прекращения цепной реакции в реакторе, включающая борные стержни, взвешенные потоком теплоносителя над активной зоной, – при снижении расхода теплоносителя ниже 50% поглощающие нейтроны стержни самопроизвольно опускаются в активную зону и глушат реактор без достижения им предельных температур. Испытание ее на натурном стенде в ОКБМ с имитацией рабочих режимов было весьма успешным [1].

2) Натриевая полость в тепловыделяющей сборке (ТВС) вместо верхнего торцевого экрана (рис. 2) для снижения положительной составляющей натриевого пустотного эффекта реактивности (НПЭР) до слабоположительной или отрицательной величин. В такой конструкции при кипении теплоносителя резко возрастает утечка нейтронов из активной зоны в верхнюю паровую полость, и в результате формируется отрицательная реактивность. Это предложение известного российского физика В.И.Матвеева (ФЭИ), проверенное на большом физическом стенде в ФЭИ и реализованное ОКБМ в БН-800, было с интересом воспринято специалистами в странах, разрабатывающих БР. Россия согласилась на предложенную международную экспертизу инновации и в качестве расчетной модели представила активную зону реактора типа БН-800, обеспечив страны-участницы необходимыми исходными данными. Комплексные расчетные исследования были проведены по двум МАГАТЭ/ЕС бенчмарк-программам с участием восьми ведущих стран с их кодами, современным программным обеспечением. Расчеты, результаты которых приведены в [6, 7], включали анализ поведения реактора в нормальных и нештатных режимах, в том числе при обесточивании насосов и несрабатывании аварийной защиты, включая пассивную. Участники, на основании расчетов, выполненных в каждой из стран по первой бенчмарк-программе, подтвердили, что интегральный НПЭР активной зоны с усовершенствованной ТВС нулевой или отрицателен. Вторая часть работы состояла в исследовании поведения реактора в переходных режимах, включая аварийные. На основании расчетов был сделан вывод, что данная конструкция активной зоны придает реактору БН-800 дополнительные свойства самозащищенности и повышает запасы его безопасности.


Рис. 2. ТВС БН-800: натриевая полость высотой 300 мм над топливной частью 880 мм [5]

Пароэнергетическая часть АЭС существенно упрощена по сравнению с БН-600: вместо трех турбин по 200 МВтэл в БН-800 использована одна, серийно выпускаемая Металлическим заводом СанктПетербурга машина номинальной мощностью 800 МВтэл; промежуточный перегрев пара (п/п), выполняемый в БН-600 теплоносителем (натрием), в БН-800 заменен паром из отборов турбины (рис. 3). ПГ (испарители и пароперегреватели) находится в «реакторной зоне», и паропроводы от турбины к промперегревателям и обратно получаются протяженными с ощутимыми потерями давления пара, что уменьшает прирост в КПД от п/п натрием. Кроме того, опыт эксплуатации БР Феникс (5 течей в ПГ и все в натриевом п/п) показал, что натриевый п/п является сравнительно ненадежным элементом в системе ПГ из-за забросов в разогретый аппарат (3 на рис. 3) влажного пара при развороте и/или работе турбины в нештатном режиме. Этот недостаток проявился и на БН-600. Для повышения надежности, сокращения количества агрегатов и теплопередающей поверхности натрий-вода/пар, а также упрощения алгоритма пуска блока, в установке БН-800 использован промежуточный перегрев паром из отборов турбины. Здесь подвод тепла к нагреваемому пару происходит при конденсации «отборного» пара, что позволяет выполнить аппарат компактным, с низкими давлением и температурой обменивающихся теплом сред. Расчеты показывают, что при одинаковых исходных данных потери в КПД АЭС от перехода на паровой промперегрев с дооптимизацией параметров паросилового цикла составляют 0,6–0,8%, что находится в пределах точности определения КПД АЭС на площадке. Необходимо отметить, что в БН-800 есть возможность с избытком нейтрализовать эти потери за счет повышения Тпара и, особенно, Тпит. воды до значений, обоснованных на практике, – в БН-600.


Рис. 3. Тепловая схема БН-800: 1 – ПГ, 2 – турбина, 3 – промперегреватель пар/пар­вода

В АЭС БН-800 применена усовершенствованная секционно­модульная конструкция ПГ (часть парогенераторной установки схематично приведена на рисунке 4): секция (поз. 3) состоит из двух модулей испарителя и пароперегревателя; 10 секций параллельно подключены к «горячему» (поз. 2) и «холодному» – буферная емкость (поз. 1) – коллекторам [5]. В случае необходимости секция может быть изолирована специальными вентилями (рис. 4) по натриевой и пароводяной сторонам, дренирована по двум средам, осмотрена и продиагностирована при работающих оставшихся секциях без остановки АЭС, что было показано эксплуатацией установки БН-600. В России созданы приборы, фиксирующие, образно говоря, атомы водорода в натрии; а также индикации акустических шумов в зоне теплообмена, давления в газовых полостях для фиксации неплотности ПГ. На реакторе БР-5 и опытной АЭС БОР-60 были отработаны элементы защиты ПГ, сепарации и локализации продуктов реакции, экстренного дренирования сред, контроля параметров, которые затем проверялись и совершенствовались на энергетических реакторах БН-350 и БН-600. Эффективные приборы слежения за герметичностью и системы защиты парогенератора предусмотрены на БН-800.


Рис. 4. Часть парогенераторной установки

Для увеличения запасов безопасности системы теплоотвода (параллельно к основной (с ПГ)), в БН-800 предусмотрены три автономные системы с теплообменниками натрий IIк./воздух для отвода остаточных тепловыделений реактора, функционирующие как на активных, так и пассивных принципах (с включенными ЭМН).

Сохранение прочноплотности качественным заводским изготовлением и эффективной диагностикой в эксплуатации очень важно для теплообменных аппаратов с неидентичными жидкими средами, например, в ПГ, где даже микротечи воды в «инородное» жидкое вещество в развитии чреваты серьезными последствиями. Это присуще не только ПГ натрий/вода – в двухконтурной системе реактора с PbBi теплоносителем одной из советских подлодок было блокирование ТВС конгломератами, образовавшимися при протечках воды в PbBi из ПГ, что привело к плавлению активной зоны и тяжелым последствиям для команды [8]. По­видимому, непредсказуемая опасность (коррозия Pb, PbBi), постоянно присутствующая в системе и которая может проявиться внезапно и в любом месте, может быть опаснее той, о «поведении» которой все известно (реактивность Na). В реакторе и натриевом оборудовании, качественно спроектированными и изготовленными, благодаря коррозионной инертности и низкому давлению теплоносителя нет причин, провоцирующих потерю герметичности, течи.

Сравнительная экономика БР, пути ее улучшения

БР БН-600 (БАЭС) и тепловой реактор (ТР) ВВЭР-1000 (НВАЭС, проект В-392) строились одновременно, реактор и оборудование изготавливались на одних и тех же заводах; установки были пущены в эксплуатацию с разницей в один месяц. Поэтому правомерно было сопоставить по натуральным и, по возможности, капзатратам два энергоблока, чтобы хотя бы в первом приближении ответить на вопрос: как затраты на них соотносятся, насколько и почему одни реакторы тяжелее и дороже других. Такая работа была проделана вскоре после сооружения/пуска установок, некоторые результаты опубликованы в [9]. Характеристики удельных натуральных: материалоемкость (конструкционные и строительные материалы, т/МВтэл), трудоемкость (строительство, монтаж, чел.дни/МВтэл) и стоимостных показателей двух установок обобщены в табл. 3.


Табл. 3

Причина некоторого удорожания БН-600 по сравнению с ВВЭР-1000 – соответственно высокая материалоемкость БР из-за: необходимости сравнительно громоздкой нейтронной защиты вокруг активной зоны для снижения активации натрия второго контура в промежуточных теплообменниках (ПТО); материалоемкой транспортно­технологической части из-за активности и непрозрачности натрия и недооптимизации; наличия промежуточного контура и модульных ПГ. Если установки привести к единым: району строительства – Воронеж, уровню мощности – 1000 МВтэл, – разница в удельных капвложениях составит 30–35%. Результат, полученный отечественными разработчиками БР, феноменален, учитывая первый энергоблок БР и второе поколение ВВЭР, каким был миллионник на НВАЭС.

Служба в МАГАТЭ по координации деятельности Агентства по программе БР позволила автору сравнить уровень разработки БР в СССР/России и других странах. Согласно оценкам, и не только автора, Россия обладает всеобъемлющим опытом, школой и кадрами по БР, что явилось ключевым фактором освоения этой уникальной технологии. Если бы реактор СФ показал надежность и экономику1 на уровне БН-600, развитие БР в Европе в предыдущих декадах было бы иным. Однако негатив в эксплуатации БР в Европе и Японии не открыл принципиальных трудностей в технологии БР, а указал лишь на неосвоенность ее ими.

1За время «жизни» (1986–1997) средний КИУМ БР СФ составил 20% (БН–600 – 75%, средний с 1980 по наст. вр.); цена установленного кВтэл СФ почти в 2,7 раза выше PWR P’4 одинаковой мощности (БН–600 – 1,35–1,4 по отн. к ВВЭР–1000). Различие отношений стоимостей БН/ВВЭР и СФ/PWR и причины закрытия СФ см. в [10].

Превращение рационально спроектированного и эффективно работающего реактора БН-600 в БН-800 увеличением мощности и проектными инновациями включало: 1) наращивание запасов безопасности; 2) приближение удельных капзатрат к уровням ТР; 3) упрощение и усовершенствование пароэнергетической части блока (ПЭЧБ) и 4) развитие технологии быстрых бридеров. Техническая достижимость поставленных целей подтверждена длительной безинцидентной эксплуатацией установки­прототипа и усовершенствованием его физико-технических параметров (некоторые приводились выше). Следует остановиться на результатах усовершенствования ПЭЧБ и, особенно, одного из ее ответственных компонентов – парогенератора натрий/водапар. Модульный ПГ начался с БР Феникс – 12 секций по 3 модуля в секции (исп.+пер.+пп), 36 модулей на ПГ 55 МВтэл; недостаток был в отсутствии арматуры для изоляции неисправной секции по натрию/водепару и громоздкий – 36модульный ПГ БН600, 200 МВтэл из 8 секций (по 3 модуля в секции (исп.+пер.+пп)), 24 модулей с арматурой по двум средам гибок в работе, что обеспечило стабильную энерговыработку реактора на этапе отказов нескольких дефектных модулей в период начальной эксплуатации. ПГ БН800, 285 МВтэл состоит из 10 секций (по 2 модуля в секции (исп. + осн. пароперегр.)), 20 модулей с арматурой по натрию/водепару; сокращение количества модулей достигнуто благодаря замене натриевого промперегрева паровым в аппарате при турбоустановке. Массогабаритные/технологические параметры ПГов, общие и удельные – на МВтэл, характеризующие их цену и надежность приведены в табл. 4.


Табл. 4

ПГ БН-800 на 20% легче (дешевле), на 12% имеет меньше сварок теплопередающих трубок с трубными досками (соответственно, надежнее) и одновременно на 40% мощнее. Повышение мощности АЭС и оптимизация проекта, включая строительную и транспортно­технологическую части, обеспечили снижение удельной (т/МВтэл) металлоемкости (сталь) АППУ БН-800 по отношению к БН-600 на ~ 30% (табл. 5); в результате различие в удельных капитальных затратах энергоблоков БН-800 и ВВЭР-1000 составило менее 11% [11]. Наряду с проектным модульным (м) здесь рассмотрен перспективный однокорпусный ПГ с прямыми длинномерными трубками. Цикл с паровым промперегревом способствует созданию простой и дешевой конструкции ПГ с экономайзерным, испарительным и перегревательным участками в одной трубке; исключает громоздкие паропроводы, связывающие нaтриевый промперегреватель с турбиной. Качественное проектирование, изготовление и диагностика ПГ освоены, проблема создания эффективных однокорпусных ПГ – освоение производства качественных длинномерных трубок, напр., из стали типа 9 Cr 1 Mo. Переход на корпусную конструкцию ПГ в следующих за головным блоках позволит сэкономить свыше 1000 т стали на блок. В Европе эта проблема решается для ПГ 600 МВттепл. EFR, используются трубки с dнар/dвн=16,4/12 мм, длиной 37 м из стали 9 Cr l Mo VNB [2, 3]. Материалоемкость (сталь, бетон) как инжиниринговый критерий широко используется при оценке совершенства АЭС.


Табл. 5

Им, например, оценено странами-участницами качество европроекта БР – EFR [3], по отношению к реальному быстрому реактору СФ (рис. 5). Проект СФ создавался, когда во Франции и странах­участницах был опыт по БР небольшой мощности, ~250 МВтэл, и коэффициент экстраполяции был весьма высок, что потребовало пойти на риск, заложить запасы на технологическое незнание. Это отразилось на размерах реактора и объемах натрия, количестве теплоотводящих петель и структурной схеме АППУ, а также в строительстве. Реактор получился громоздким (ср. с БН-800, рис. 1, табл. 1), ненадежным и очень дорогим. Перед разработчиками следующего европейского реактора – EFR – стояла двуединая проблема создать проект с кардинально улучшенной экономикой и надежностью. Модернизации – как в случае с реактором БН800 с недорогим и надежным прототипом – повысить мощность в тех же массогабаритах, оказалась неприемлема, требовались новые проектные решения, которые были обоснованы ОКР и НИР. Бо'льшая на 20% мощность реализована в меньших массогабаритах интегрального реактора и оборудования (рис. 5) за исключением системы аварийного отвода остаточного тепловыделения. В результате экономика EFR значительно улучшилась (рис. 6). Принято, что АППУ будет единая во всех странах­участницах, а строительная часть, машзал (турбина с системами) будут индивидуальны. Такой же подход принят для усовершенствованного европейского ТР PWR 1500 МВтэл. На рис. 6 дан диапазон цен кВт (э) PWR и EFR в евроцентах от КИУМ в странах­участницах разработки проектов [1]. Как следует из рис. 6, цена кВт (э) для серийного EFR находится в диапазоне таковой для PWR. Результаты убедительны, поскольку сформированы экспертами от заводов­изготовителей реактора и оборудования, разработчиков, строителей и пользователей [12].


Рис. 5. Т/МВт, за 100% приняты одноименные системы и оборудование БР СФ

Глубина и объем ТЭИ вселяют уверенность, что проблема экономики EFR, видимо, решаема с выходом на серию; с меньшей долей оптимизма представляется надежность реактора большой мощности из-за недостаточного технологического и эксплуатационного опыта, а также проблем с прототипом – СФ. Поэтому некоторые страны в составе Generation-IV самостоятельно разрабатывают проекты БР мощностью 700–800 МВтэл. Стимулом является французский опыт и статус развития АЭ, больше половины (32 из 58) – весьма эффективные блоки 900 МВтэл. Ряд экспертов считают, что страна, имея экономичный, подтвержденной надежности БР подобной мощности, обладает привлекательной возможностью развивать АЭ на первом этапе этими реакторами. По БР большой мощности предстоит еще работа по обоснованию оптимальных конструкций, параметров; интенсивный поиск их ведется в мире.

Интегральная конструкция БР требует массогабаритной внутрикорпусной нейтронной защиты вокруг активной зоны (рис. 1) – обечайки и стержни из нерж. стали, омываемые натрием и поэтому требующие механической обработки. Сократить затраты качественной стали пытаются на основе петлевой конструкции БР по типу ТР. В будущих перспективных проектах ставится цель значительно, в разы, уменьшить массу внутрикорпусного защитного металла, реактора в целом. Компактную петлевую компоновку АППУ БР мощностью 0,75 и 1,5 ГВтэл [13] по типу ТР АР-600 [14] интенсивно разрабатывают японцы.


Рис. 6

Конструкция – весьма короткие, 1270x16 мм, трубопроводы первого контура, совмещение в одном агрегате ПТО и ГЦН (в АР-600: ГЦН встроен в ПГ). Эскизная разpаботка (рис. 7) пропонентами выявила большой потенциал компактной двухпетлевой АППУ в снижении металлоемкости БР (масса стали на 20% меньше по сравнению с реактором PWR); важные особенности такой АППУ: ПГ змеевикового типа с двустенными трубками; двустенные: реактор, блок ПТО/ГЦН Iк., ПГ, ГЦН IIк. и натриевые трубопроводы I/II контуров. Эти меры должны предотвратить течи теплоносителя из системы. Что касается интегральных конструкций, то здесь поиск также ведется. Важным фактором считается уменьшение количества единиц оборудования его укрупнением, сокращение высоты нейтронной защиты переносом ее в верхнюю часть ТВС. Трехпетлевые интегральные реакторы EFR (1,5 ГВтэл) и БН-1800 (1,8 ГВтэл) вложились в диаметр корпуса ~15 м [15]. Оба проекта заявлены пропонентами как конкурентоспособные с ТР.


Рис. 7. Реактор ПТО/ГЦН Iк.; ПГ, ГЦН IIк.

Выводы

1. В стране пока еще есть кадры и структуры для развития обоих направлений реакторов – БР и ТР, хотя сообщество и пережило потрясения: индивид и коллектив чувствовали себя заложниками приватизационных схем и денежных потоков, многолетние связи рвались, руководители отрасли менялись как тренеры футбольной сборной. Все мы должны ощущать свою вину перед нашими дедами за случившееся, т.к. мы, люди конца XX и начала XXI столетия, сотворили все это. Но возврат к прошлому невозможен, да и нежелателен; в этом трагизм положения.

2. Использование бридинга для долговременного гарантированного топливообеспечения атомной энергетики (АЭ) было и есть главной целью разработки БР. С вводом в систему БР несоизмеримо расширяется топливная база АЭ, благодаря вовлечению в оборот всего добываемого, а также отвального урана. Экспертные оценки показывают, что использование только урана U238 из лежащих на поверхности земли отвалов обогатительного производства обеспечит топливом АЭ на сотни лет.

3. Двухкомпонентная система (вначале с улучшенными ТР и БР) и однокомпонентная на следующем этапе с новыми БР большой мощности обеспечат страну доступной энергией на обозримую перспективу. Эволюционное развитие традиционных ядерных технологий путем совершенствования оборудования, систем, параметров и в целом установок типа БН-800 и ВВЭР-1000 является, как показал опыт освоения этих технологий, оптимальным для создания на их основе эффективной среднемасштабной АЭ, способной взять на себя значимую часть прироста производства электроэнергии. Представляется, что некоторых оппонентов, резко выступающих против поэтапного процесса развития реакторостроения и требующих революций, интересует не суть дела, а их роль вокруг его.

Извиняюсь, если правда этих плохо сказанных слов кому-то покажется резкой.

4. По энергоблоку БН-800:

4.1. Сочетания: коррозионная инертность, высокая температура кипения и близкое к атмосферному давление в реакторе и контурах благодаря природным свойствам натриевого теплоносителя; конструкция активной зоны с интегральным отрицательным пустотным эффектом реактивности; резервная пассивная система защиты реактора прямого действия по расходу теплоносителя; три автономные пассивно-активные контуры с теплообменниками натрий/воздух для инцидентного расхолаживания выводят реактор БН-800 на качественно новый уровень безопасности, что обеспечивает его живучесть в крайне тяжелых инцидентах.

4.2. Энергоблок современен по своим физико-техническим характеристикам и проектноконструкторским строительным решениям. Выполненные оценки и сравнения обнаружили его удивительную компактность при прекрасной работоспособности и подтвердили величину капитальных затрат на уровне с близкими по мощности реакторами ВВЭР, что лишний раз, несмотря на сегодняшние политико-экономические воззрения, подтверждает целесообразность ускорения строительства головного энергоблока на БАЭС для развития быстрореакторной технологии, тестирования новых типов топлив (мононитрид, металл) и сталей/сплавов, промышленного освоения замкнутого топливного цикла, сжигания минорных актиноидов.

4.3. Более чем 25летний успешный опыт эксплуатации прототипа – БН-600 – делает все технологические, физические и экономические аспекты достаточно апробированными в промышленных условиях, чтобы рассмотреть возможность строительства малой серии с этими установками.

4.4. Страны, не обладающие технологией БР или потерпевшие неудачи, были бы счастливы иметь возможность создать реактор данного исполнения и промышленной апробации; они пытаются приблизиться к цели через международные альянсы типа GenerationIV, INPRO. Разновариантность там можно объяснить неосвоенностью и/или сравнительно небольшими затратами2 у ряда участников в любом из теплоносителей: Na, газ, PbBi, Pb, так что особо нечего терять и российской рекламой последних.

2В СССР/России затраты на создание и освоение БР с натриевым теплоносителем оцениваются в 12 млрд долл. США [11].

В заключение хотелось бы попросить о следующем. В Одессе есть памятник великому Пушкину; он был сооружен на средства, частично собранные гражданами, недостающие – пожертвованы богатым меценатом; имя его обессмерчено на предпамятниковой плите. Обращаюсь с огромной просьбой к директору БАЭС: господин Ошканов, закажите медную плиту и сообщите господам: Абрамовичу, Фридману, Лисину, Дерипаска, Вексельбергу, Мордашову, Потанину, Прохорову, Алекперову, Рашникову, Иванишвили, Евтушенкову, Абрамову, Богданову, Хану, Цветкову, Федуну, Усманову, Кузьмичеву и.., что их имена, как пожертвовавшим средства на достройку БН-800, будут на этой плите, у музея первого в мире реактора на быстрых нейтронах, запечатлены навечно.

Литература
1. Status of liquid metal cooled fast reactor technology, IAEATECDOC1083, Vienna (1999). 2. Fast reactor database, IAEATECDOC866, Vienna (1996). 3. EFR European fast reactor 98, EFR Associates, 1998. 4. Nucl. Eng. Int., August, 2003, p. 6. 5. Conference on innovative technologies for nuclear fuel cycle and nuclear power 23–26 June 2003, Vienna, Austria, Kiryushin A.I., et. al,. BN800 – next generation of Russian sodium cooled reactors. 6. Evaluation of benchmark calculation on a fast power reactor core with near zero sodium void effect, IAEATECDOC731, Vienna (1994). 7. Transient and accident analysis of BN800 type LMFR with near zero void effect, IAEATECDOC1139, Vienna (2000). 8. Осипенко Л.Г., Жильцов Л.М., Мормоль Н.Г. Атомная подводная эпопея: подвиги, неудачи, катастрофы. A/O «БОРГЕС», M., 1994, стр. 207–210. 9. Ринейский A.A. Сравнение технико­экономических характеристик современных тепловых и быстрых реакторов. Атомная энергия, том 53, № 6 (1982), стр. 360–367. 10. Ринейский A.A. быстрые реакторы: развитие, опыт эксплуатации, экономика. Бюллетень по атомной энергии, журнал «ЦНИИАТОМИНФОРМ», сент. 2004, стр. 20–29. 11. Mитeнкoв Ф.M. Перспективы развития реакторов на быстрых нейтронах. Атомная энергия, том 92, № 6 (2002), стр. 423–432. 12. Marth W., The story of the European fast reactor cooperation, KfK 5255, Kernforschugszentrum Kalsruhe GmbH, Karlsruhe, Germany, 1993. 13. Technical working group on fast reactors meeting, VIC, Vienna, Austria, 10–14 May 2004, IAEATM25032, TWGFR/118. 14. Status of advanced light water cooled reactor designs, IAEATECDOC968 (1997), Vienna.


Журнал «Атомная стратегия» № 23, июль 2006 г.  

 
Связанные ссылки
· Больше про Атомная энергетика
· Новость от PRoAtom


Самая читаемая статья: Атомная энергетика:
Атомная энергетика России. Время упущенных возможностей

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 4.92
Ответов: 13


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 3 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Инжиниринг энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БН-800 (Всего: 0)
от Гость на 04/09/2009
На  Белоярской  АЭС  должны  быть   реакторы  БН-800  и  БН-1800 . Нужна  электроэнергия!


[ Ответить на это ]


Re: Инжиниринг энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БН-800 (Всего: 0)
от Гость на 06/03/2017
Спасибо за инфу в области наиболее перспективного развития энергетики.
Скажите, а вопросы на тему дальнейшие перспективы развития энергетики на основе быстрых реакторов, принимаются?


[
Ответить на это ]


Re: Инжиниринг энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БН-800 (Всего: 0)
от Гость на 06/03/2017
Принимаются, пишите в редакцию ПРоАтом: dir@proatom.ru


[
Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.09 секунды
Рейтинг@Mail.ru