БН-600: 32 года в строю
Несмотря на опытно-промышленный статус установки, блок имеет и неплохие экономические показатели - стоимость производимой им электроэнергии на ~ 30% ниже среднего тарифа ГРЭС в Уральском регионе. Его удельные капитальные затраты были выше затрат головного блока ВВЭР-1000 на Нововоронежской АЭС в 1,55 раза. С учетом их приведения к одинаковым географическим условиям и уровню мощности эта разница существенно сокращается.
Огромная заслуга, по нашему мнению, принадлежит научному руководителю этого направления атомной энергетики - А.И.Лейпунскому. Необходимо отдать должное мощной поддержке его идей со стороны руководителей отрасли - Е.П.Славского, А.И.Чурина, А.М.Петросьянца, Н.М.Синева, А.Д.Зверева, А.Г.Мешкова и др. И, наконец, - классический путь решения проблемы: от простого к более сложному, от освоенного к новому. Первоначально инициативные исследования по обоснованию бридерного режима в реакторах на быстрых нейтронах были выполнены в США и СССР. Затем к этим исследованиям активно подключились Великобритания, Франция, Германия, в последнее время - Индия, Япония, Южная Корея, Китай. На первом этапе (1949-1060 годы) в СССР были выполнены: теоретическое обоснование возможности воспроизводства в реакторах с быстрым спектром нейтронов; экспериментальные измерения ядерных констант, разработка библиотек констант и методов нейтронно-физических расчетов; разработка первоначальных программ изучения и освоения технологических основ быстрых реакторов и создание в соответствии с ними реакторных исследовательских установок: БР-1 (1956г., реактор нулевой мощности), БР-2 (1956г., 100кВт, теплоноситель - ртуть), БР-5 (1959 г., 5МВт, теплоноситель - натрий), импульсный реактор ИБР (1960г.), создание первых экспериментальных стендов по комплексному исследованию большого класса жидкометаллических теплоносителей. Научным руководителем и основным исполнителем этих работ был Физико-энергетический институт, а возглавлял это направление исследований, начиная от первой своей записки в ПГУ и до последних дней жизни, академик УАН А.И.Лейпунский. Уже в эти годы к разработкам быстрых реакторов были привлечены ВНИИНМ (А.А.Бочвар, И.С.Головнин), ОКБ ГП (Б.М.Шолкович), ЦНИИ-58 (В.Г.Грабин, С.А.Пашков), ГСПИ-11 (А.И.Гутов). С участием этих организаций велись и разработки более мощных реакторных установок - БН-50 и БН-250. В начале этого периода в РНЦ "Курчатовский инстут" под руководством С.М.Фейнберга проводились разработки быстрого реактора с гелиевым теплоносителем, однако вскоре они были приостановлены. подтверждение возможности воспроизводства в реакторах на быстрых нейтронах; выбор оптимальных для начального периода важнейших компонент: топлива - двуокись плутония (урана), теплоносителя - натрий (натрий-калий), конструкционных материалов, уровня температур теплоносителя и тепловой напряженности активной зоны. Вместе с опытом работы реактора БР-5 пришло убеждение в технической осуществимости промышленных установок. С учетом накопленного опыта была откорректирована программа второго этапа развития реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (РБН). Было решено отказаться от разработки реактора БН-50, сосредоточив усилия на разработке АТЭЦ с реактором БН-350 тепловой мощностью 1млн.кВт. На втором этапе, 1960-1980гг., были выполнены проекты и созданы критические сборки БФС-1 (1961) и БФС-2 (1970), энергетические реакторные установки БН-350 (1973) и БН-Ш (1980), исследовательский реактор (опытная АЭС) БОР-60 (1969). Ввод в эксплуатацию БН-350 состоялся в 1973г. - раньше ввода в эксплуатацию Феникса во Франции и РРК в Великобритании, а сооружение СКРВК в США вообще не состоялось. Опыт демонстрационной АТЭЦ БН-350 позволил убедиться в том, что: - методы нейтронно-физических расчетов обеспечивают хорошую предсказуемость основных реакторных функционалов; - проблемы создания надежно работающих парогенераторов и другого основного оборудования вполне разрешимы, это позволило впоследствии эксплуатировать установку с высоким КИУМ до 80-90%, обеспечивая город с населением более 200тыс.человек и местную промышленность питьевой и технической водой, тепловой и электрической энергией в условиях изолированной системы; - существуют пути дальнейшего усовершенствования реакторов типа БН в сфере повышения безопасности и экономической эффективности. В 1965-68гг. были приняты важные решения по проекту БН-600: к дальнейшим разработкам была принята интегральная компоновка первого контура, вместо корпусного прямоточного парогенератора принят вариант секционно-модульного прямоточного парогенератора из-за неудач при испытании модели первого, снижена температура теплоносителя на выходе из реактора с 600 до 550°С, температура острого и перегретого пара принята 505°С при давлении 13,7МПа, линейная тепловая нагрузка оставлена высокой - до 54кВт/м. С этих пор основные усилия разработчиков (ФЭИ - научный руководитель, ОКБМ - главный конструктор реакторной установки, ОКБ ГП - главный конструктор парогенераторов, ВНИИНМ - конструктор, технолог твэлов, ЛОАЭП - генеральный проектировщик, НИИ АР - реакторные исследования, и др.) были связаны с проектом БН-600. В ФЭИ на стенде БФС-2 исследовались физические характеристики активной зоны и проверялась внутрибаковая защита; в горячей лаборатории исследовались материалы активной зоны БН-350; проведена опытная регенерация МОХ-топлива; на двух стендах исследовались большие и малые течи применительно к новой конструкции парогенератора; В ЛОАЭП испытывались новые транспортные средства, которые исключают контакт с воздухом на всех этапах производства и транспортировки натрия; осуществлена разработка новых средств контроля за межконтурными протечками в парогенераторах, новых пробоотборников натрия; выполнены эксперименты по истечению в воздушную среду больших количеств натрия и проверены новые средства тушения натриевых пожаров; подготовлены подробные программы, методики, контролирующая аппаратура для проведения физического пуска реактора; разработаны и изготовлены элементы пускового источника. Напряженная работа по завершению разработок оборудования и проекта в целом была выполнена и во всех других организациях. Усилиями эксплуатационников и участников проекта в оборудование, приборы, системы автоматического регулирования, блокировки и режимы эксплуатации внесено много усовершенствований. На реакторе выполнена большая материаловедческая программа, которая позволила повысить допустимое выгорание топлива. В реакторной установке проведено испытание большой группы экспериментальных ТВС с МОХ-топливом в виде таблеток (ВНИИНМ, ПО "МАЯК", ЭМЗ) и в виде виброуплотненного гранулята (НИИАР). С 1985г. началась переработка ОЯТ БН-350 и БН-600 на заводе РТ. По важнейшим эксплуатационным показателям - таким, как КИУМ, число незапланированных остановок реактора, экологическое воздействие на окружающую среду, облучаемость персонала, БН-600 занимает одно из лидирующих мест в концерне "Росэнергоатом". С опытом эксплуатации реактора БН-600 связаны наиболее высокие в мире достижения в освоении технологии реакторов на быстрых нейтронах, на которые возлагаются основные надежды энергообеспечения человечества по крайней мере на ближайшие 1000 лет. Таким образом, уже на стадии первых опытно-промышленных установок были продемонстрированы не только реальность, но и сравнительно высокие показатели надежности, безопасности и приемлемые экономические показатели реакторов на быстрых нейтронах. Накопленный положительный опыт при создании и эксплуатации РБН БН-350 и БН-600 стимулировал переход к следующему этапу развития реакторов на быстрых нейтронах. В подтверждение проектов БН-800 и более мощных быстрых реакторов в ФЭИ и других организациях был выполнен огромный объем работ, однако, в связи с задачей освоения замкнутого топливного цикла ведутся дополнительные НИОКР. При этом значительный объем работ выполняется на блоке БН-600, в том числе: по испытаниям МОХ-топлива, повышению срока его эксплуатации с 30 до 40-45 лет; повышению выгорания топлива до 15-20% т.а., повышению межперегрузочного периода до 1 года и повышению КИУМ до 0,80-0,85. Это важный вклад в обоснование приоритетного направления атомной энергетики. Лев КОЧЕТКОВ, Владимир ПОПЛАВСКИЙ, ГНЦ РФ-ФЭИ им.А.И.Лейпунского К оглавлению При использовании этого материала поставьте ссылку на наш сайт gazeta555.cjb.net. ... |