Коммерческие реакторы на быстрых нейтронах

Энергетический потенциал России

Основная цель программы - разработка ядерных энерготехнологий на базе реакторов на быстрых нейтронах с замкнутым ядерным топливным циклом для атомных электростанций, обеспечивающих потребности страны в энергоресурсах и повышение эффективности использования природного урана и обращения с отработавшим ядерным топливом.
Для иллюстрации причин принятия федеральной программы на рис. показано, как меняется соотношение энергоресурсов России при вовлечении в них урана-238. Без учета последнего наибольшую долю энергоресурсов составляет уголь – 58,4%, далее идут газ – 22,8%, нефть – 5,4% и уран – 13,4% (включен как уран-235, так и уран-238, конвертирующийся в ядерном реакторе в плутоний-239, часть которого также делится в реакторе). Такая конверсия повышает использование природного урана, но даже теоретически оно не может превысить нескольких процентов от объема добываемого урана.
Расчеты показали, что энергетический потенциал российского урана-238 примерно в 10 раз больше ресурсов угля и в 40 раз больше ресурсов газа и нефти. Это увеличивает общие энергоресурсы России в 6,7 раза. При этом доля урана возрастает до 87,1%, а доли остальных энергоносителей снижается – угля до 8,7%, газа – до 3,4%, нефти до 0,8%. Практически это означает неисчерпаемость ресурсов на ближайшее тысячелетие, в то время как существующие темпы потребления газа, нефти и урана прогнозируются их исчерпанием к 2100 г.
Инструментом для вовлечения урана-238 в энергоресурсы, как известно, являются быстрые реакторы, поэтому их развитие и предусматривается федеральной программой.

Рис. 1 Энергетический потенциал природных энергоносителей в России



На 1 этапе реализации Программы будут выполнены:
- новые технические решения и новые технические проекты реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым, свинцово-висмутовым и натриевым теплоносителем;
- проектирование и ввод в эксплуатацию топливных комплексов по производству уран-плутониевого оксидного топлива;
- создание установки для получения дисперсных композиционных конструкционных материалов оболочек твэлов, обеспечивающих высокое выгорание ядерного топлива.
К этому этапу относятся и работы в части быстрого реактора с натриевым теплоносителем, конкретно – создание технического проекта коммерческого энергоблока с реактором большой мощности БН-К.
На 2 этапе будут построены опытно-демонстрационные образцы реакторов на быстрых нейтронах:
- со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-300 мощностью 300 МВт/эл на базе Белоярской АЭС;
- со свинцово-висмутовым теплоносителем СВБР-100 мощностью 100 МВт/эл в г.Обнинске.

Проект «Реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем»

Важной задачей проекта «Реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем» является достижение его технико-экономических параметров коммерческого и экспортного уровня. Это требование вытекает из вышеприведенного примера с энергоресурсами – простой расчет показывает, что если задаться рубежом 2100 г. исчерпания ресурсов урана-235, то при 60-летнем ресурсе энергоблоков ВВЭР их строительство в 2040 г. придется прекратить и далее основным должен стать ввод энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах.
Специалистами ФЭИ и ОКБМ предлагается следующая схема ввода быстрых реакторов. Мощности порядка 10 ГВт (БН-800 на Белоярской АЭС и далее, например, два БН-800 в КНР, шесть БН-1200) можно запустить, используя плутоний из ОЯТ тепловых реакторов. Затем потребуется наравне с плутонием из ОЯТ тепловых реакторов использовать плутоний, наработанный в БН. После этого БН перейдут на самообеспечение плутонием.
Из сказанного следует, что ввод в работу быстрых реакторов определяется наличием переработки ОЯТ. Возможны два варианта переработки ОЯТ – водный и сухой. Первый характеризуется высокой степенью очистки от радионуклидов, что значительно удешевляет процесс изготовления свежего топлива, т.к. можно использовать легкие перчаточные боксы. Сухая переработка дает существенно меньшие исходные объемы ЖРО. Однако, объем РАО определяется не исходным количеством, а видом их кондиционирования, поэтому при одном и том же виде кондиционирования объем РАО одинаков для обоих способов переработки. Существенно, что сухая переработка имеет низкую степень очистки, что удорожает изготовление свежего топлива из-за необходимости применения тяжелых боксов. И хотя сухая переработка позволяет создать пристанционную переработку и изготовление топлива, однако серьезным препятствием к этому является проблема экспорта такого проекта.
Каким образом предполагается обеспечить выполнение требования конкурентоспособности и экспортного уровня БН, учитывая, что предыдущие проекты энергоблоков с реактором на быстрых нейтронах существенно уступали по стоимостным параметрам энергоблокам с реакторами других типов.
В предшествующие Программе годы ФЭИ, ОКБМ и СПб АЭП провели изучение данного вопроса. Проведенный ими анализ достигнутых результатов развития различных технологий быстрых реакторов в России за рубежом выявил возможность решения задачи за счет ряда инновационных технических решений, основными из которых являются:
- применение крупномодульной конструкции парогенератора;
- применение сильфонов для компенсации температурных перемещений трубопроводов 2-го контура;
- размещение фильтр-ловушек очистки натрия 1-го контура в корпусе реактора.

Рис. 2 Основные инновационные решения БН-К (выделены жирными линиями): Г – парогенератор, ГЦН – главный циркуляционный насос, ПТО – промежуточный теплообменник, ХФЛ – холодная фильтр-ловушка, АТО – аварийный теплообменник, 1 – механизм перегрузки, 2 – элеватор загрузки-выгрузки, 3 – машина перегрузочная, 4 – предохранительный клапан, 5 – гнездо отмывки сборок, 6 – наклонный подъемник бассейна выдержки


- применение автономных теплообменников аварийного отвода тепла на принципе естественной циркуляции, размещенных в корпусе реактора;
- снижение энергонапряженности активной зоны;
- разработка компоновки активной зоны, позволяющей для увеличения КВ осуществить в будущем переход с оксидного на нитридное топливо;
- применение одного обогащения топлива вместо трех с укрупнением твэлов и ТВС;
- использование новых конструкционных материалов, позволяющих повысить выгорание топлива до 20% т.а.;
- введение аварийной защиты на пассивном принципе действия при превышении проектных температур;
- применение системы перегрузки с вертикальным элеватором;
- исключение накопительных барабанов свежего и отработавшего топлива;
- использование передаточного бока в качестве устройства локализации газоаэрозольных выбросов при срабатывании предохранительного клапана корпуса реактора;
Принятые технические решения могут существенно уменьшить капитальные затраты на сооружение вплоть до сопоставимых с энергоблоком АЭС-2006 с реактором ВВЭР, в т.ч. за счет снижения в проекте по сравнению с БН-800:
- металлоемкости реакторной установки – в 1,7 раза (с 9,7 до 5,6 т/МВт•эл);
- кубатуры главного корпуса – в 1,3 раза (с 750,0 до 560 м³/МВт•эл.);
- количества основной арматуры с 500 до 90 ед (в 5,5 раз);
- длины основных трубопроводов 2-го натриевого контура (одной петли) – в 1,6 раза (с 290 до 180 м).

Рис.3 Зависимость удельной стоимости оборудования в зависимости от принятых технических решений для БН-800, БН-900, БН-1200 и БН-1800



Для демонстрации эффективности этих решений укажем на то, что энергоблок БН-1200 можно разместить в здании того же объема, что и энергоблок БН-800.
Управление выполнением задачи Программы «Разработка реакторов на быстрых нейтронах с замкнутым ядерным топливным циклом» осуществляется по следующей схеме. Данная задача разбита на следующие направления и проекты, которые поручены для управления следующим организациям (указаны в скобках):
- разработка перспективных технологий реакторов на быстрых нейтронах, включая проекты:
•    разработка реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем (НИКИЭТ);
•    разработка реактора на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем (АКМЭ-инжиниринг);
•    разработка реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (Концерн Росэнергоатом);
•    разработка интегрированных систем кодов нового поколения для анализа и обоснования безопасности перспективных атомных электростанций и ядерного топливного цикла (ИБРАЭ РАН);
•    модернизация экспериментальной базы атомной энергетики (НИИАР).
- разработка технологий производства перспективных видов топлива, включая проекты:
•    разработка технологий и создание производства уран-плутониевого оксидного топлива для реакторов на быстрых нейтронах (Концерн Росэнергоатом);
•    разработка технологий производства плотного топлива для реакторов на быстрых нейтронах (ВНИИНМ);
•    разработка перспективных конструкционных материалов для реакторов на быстрых и тепловых нейтронах (ВНИИНМ).
- разработка материалов и технологий замкнутого топливного цикла для реакторов на быстрых и тепловых нейтронах (ВНИИНМ), включая проекты:
•    совершенствование технологий переработки отработавшего ядерного топлива (НИИАР);
•    расчетно-экспериментальное обоснование условий окончательного удаления радиоактивных отходов и разработку перспективных обеспечивающих технологий (ВНИИХТ);
•    отработку пирохимической технологии переработки плотного топлива и технологий обращения с радиоактивными отходами для отработки технологий замкнутого ядерного топливного цикла (НИИАР).
Ответственным за реализацию Программы приказом по Госкорпорации «Росатом» возложено на заместителя ее генерального директора, который возглавляет Координационный совет, состоящий из руководителей направлений. Ответственными за выполнение конкретных проектов назначены руководители проектов.
Для обоснования и подтверждения выбранных технических решений по БН-К предусмотрено проведение научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ по следующим направлениям, в т.ч. их номенклатуры:
- НИОКР в обоснование проекта АЭС с реакторной установкой БН-К;
- НИОКР в обоснование проекта реакторной установки БН-К;
- НИОКР в обоснование активной зоны реактора БН-К;
- НИОКР в обоснование проекта парогенератора реакторной установки БН-К;
- НИОКР по ядерному топливному циклу;
- НИОКР в основание безопасности реакторной установки БН-К.
Основные проектные работы должны быть обоснованы и выполнены к 2014 г., подтверждающие НИОКР должны быть выполнены к 2017 г.

Заключение
Принятая федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 гг. и на перспективу до 2020 г.» сформулировала важную научно-техническую проблему создания проекта энергоблока АЭС с реактором на быстрых нейтронах большой мощности для работы в замкнутом ядерном топливном цикле. Технические предложения, разработанные организациями Росатома, выдвинули ряд инновационных технических решений, обосновывающих возможность создания проекта энергоблока мощностью 1200 МВт•эл с натриевым реактором на быстрых нейтронах, капитальные затраты на сооружение которого сопоставимы с энергоблоком АЭС-2006. Проведенная организация выполнения научно-технических и опытно-конструкторских работ в обоснование и подтверждение этих технических решений позволяют создать технический проект энергоблока БН-К к 2014 г.

Николай Ошканов, ОАО «Концерн Росэнергоатом»

Ссылки по теме:
Малые АЭС... да удалые
Российский атом за рубежом
Атомный юбиляр