|
|
|
|
|
15:14, 22 Ноября 10
Электроэнергетическая Реакторы на быстрых нейтронах: от БР-5 к БН-1200  Созданию технологии быстрых реакторов уделялось большое внимание во всех развитых странах с начала 1950-х годов, поскольку было ясно, что только с их помощью можно решить проблему топливообеспечения атомной энергетики на длительную перспективу.
В России работы по быстрым реакторам были начаты с создания исследовательской базы: экспериментальный реактор БР-5 (1958 г.) --> БР-10 (1983 г.) и опытный реактор БОР-60 (1969 г.). С самого начала в качестве теплоносителя для быстрых реакторов был выбран натрий.
Дальнейшая разработка и реализация более крупных проектов энергетических натриевых реакторов БН-350 (1973 г.) и БН-600 (1980 г.) позволили перейти к промышленному освоению данной технологии. Важнейшим этапом промышленного освоения технологии является создание реактора БН-800, сооружение которого ведется на Белоярской АЭС.
В 2010 г. принята Федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 гг. и на перспективу до 2020 г.» (ФЦП ЯЭНП), в рамках которой предусматривается проведение НИОКР по проекту перспективного быстрого натриевого реактора нового поколения. Основными разработчиками – ОАО «ОКБМ Африкантов», ОАО «СПб АЭП», ГНЦ РФ – ФЭИ - предлагается в рамках ФЦП ЯЭНП разработать проект реактора электрической мощностью 1200 МВт – БН-1200.
Освоение технологии реакторов БН идет под научным руководством ФЭИ. Главный конструктор всех энергетических реакторов БН - ОКБМ. Основной Генеральный проектировщик АЭС с реакторами БН – СПб АЭП. Из других предприятий, обеспечивающих разработку технологии БН, следует в первую очередь выделить ОКБ «Гидропресс» – конструкция парогенератора, ВНИИНМ – конструкция твэл и ЦНИИ КМ «Прометей» – конструкционные материалы оборудования реакторной установки (РУ).
рис. 7
 База для разработки проекта РУ БН-800
В конструкции сооружаемого в настоящее время реактора БН-800 используются основные технические решения БН-600, подтвержденные 30-летним опытом его эксплуатации.
Конструкторские решения по реакторной установке (РУ) с быстрым натриевым реактором первоначально были разработаны в нашей стране для проекта первого в мире прототипного энергетического реактора БН-350. В этом проекте была применена петлевая схема первого контура. Реактор успешно эксплуатировался с 1973 по 1998 г. (г. Актау, Казахстан) и был остановлен по причинам, не связанным непосредственно с техническим состоянием установки.
В проект БН-600 для энергоблока №3 Белоярской АЭС (г. Заречный Свердловской обл.) было введено радикальное изменение – переход на интегральную компоновку, то есть размещение оборудования первого контура в едином баке – корпусе реактора. Это потребовало новых компоновочных решений РУ, а также изменений в конструкции основного оборудования первого контура – промежуточных теплообменников и главных циркуляционных насосов, которое было одновременно усовершенствовано с учетом опыта разработки и эксплуатации БН-350.
Кроме того, в проекте БН-600 вместо корпусных парогенераторов с трубами Фильда применена секционно-модульная конструкция с прямыми трубами, которая позволяет при межконтурных течах отключать только дефектную секцию без снижения мощности реактора.
Проект РУ БН-600 оказался весьма успешным, несмотря на большое количество новых решений (см. Таб. 1).
Очень важным результатом проведенных исследований при обосновании продления срока эксплуатации БН-600 является установление возможности сохранения работоспособности при длительной эксплуатации стали Х18Н9 – основного конструкционного материала, выбранного для РУ БН еще на начальной стадии разработок. Использование этой стали для оборудования РУ типа БН учтено в ряде специальных нормативных документов. Кроме стали Х18Н9, большие материаловедческие работы выполнены применительно к стали 1Х2М, используемой в парогенераторах БН-600.
Разработка и реализация проектов РУ БН-350 и БН-600 позволили создать эффективную проектно-конструкторскую, производственную и эксплуатационную инфраструктуру, которая явилась базой для дальнейшего развития технологии БН.
 Таб. 1. Основные показатели эксплуатации БН-600
Создание реактора БН-800
В качестве топлива в проектах реакторов БН-350 и БН-600 предусматривался оксид обогащенного урана, что было связано с целью максимально быстрого освоения натриевой реакторной технологии. Задачу использования смешанного уран-плутониевого топлива и отработки замкнутого топливного цикла предполагалось решить в рамках нового проекта реактора БН-800. Разработка проекта БН-800 началась сразу после завершения работ по реактору БН-600. Проект прошел следующие основные этапы разработки и лицензирования:
1984 г. – разработан технический проект энергоблока;
1985 г. – согласование Госатомнадзора СССР технического проекта энергоблока, начало работ по сооружению двух энергоблоков;
1989-1993 гг. – экологическая экспертиза, экспертизы Госплана, Госсаннадзора, Госпожнадзора, Минэкономики;
1990 г. – экспертиза комиссии Академии наук СССР;
1993 г. – доработка проекта в соответствии с новыми нормативными требованиями (ОПБ-88 и ПБЯ РУ АС-89) и с учетом замечаний комиссии АН СССР;
1994-1997 гг. – экспертиза Госатомнадзора Российской Федерации;
1997 г. – выдача лицензии Госатомнадзора РФ на возобновление сооружения энергоблока № 4 Белоярской АЭС;
1998 г. – выдача лицензии Госатомнадзора РФ на возобновление сооружения энергоблока № 1 Южно-Уральской АЭС.
В связи с Чернобыльской аварией работы по сооружению первых двух реакторов БН-800 на площадке Белоярской АЭС и Южно-Уральской площадке были прекращены в 1986 г. Тем не менее, работы по проекту БН-800 продолжались. Технические решения по проекту были окончательно приняты в 1990-е годы с учетом новых нормативных требований к безопасности АЭС и возможного улучшения экономических показателей. Проведенные в 1990 г. работы в этих направлениях были признаны успешными. В 1997 г. была получена лицензия на возобновление сооружения БН-800 на площадке Белоярской АЭС, а в 1998 г. – лицензия для Южно-Уральской АЭС. Это были первые лицензии на сооружение АЭС в России после Чернобыльской аварии.
В 2006 г. правительством РФ утверждена Федеральная целевая программа «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на период 2007 – 2010 год и на перспективу до 2015 года», в которой важное значение придавалось развитию быстрых реакторов. В этом же году по Решению Правительства РФ было возобновлено сооружение четвертого энергоблока Белоярской АЭС с РУ БН-800.
Основная цель создания реактора БН-800, сформулированная в указанной ФЦП, соответствует задаче, поставленной в начале разработки этого проекта – «отработка технологии замкнутого ядерного топливного цикла».
Основные технические характеристики БН-800
Компоновка и основные технические характеристики РУ БН-800 незначительно отличаются от принятых для РУ БН-600. Однако, используя выявленные запасы и некоторые усовершенствования, мощность реактора удалось форсировать на ~40%, что обеспечило улучшение технико-экономических показателей энергоблока. Для этой же цели количество турбоагрегатов было уменьшено с трех до одного. Последнее позволяет также рассчитывать на увеличение коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) в БН-800 до 0,85.
 Таб. 2. Основные технические характеристики РУ БН-800
В проекте БН-800, при сохранении принципа секционности ПГ, уменьшено количество модулей путем исключения натриевого промежуточного перегрева, что позволило повысить его надежность. Это позволило также упростить разводку трубопроводов подогреваемого пара и использовать стандартную конструкцию пароперегревателя. В целом это решение было признано оптимальным, несмотря на некоторое снижение КПД.
 Рис 1 Принципиальная схема РУ БН-800
Несколько снижены температуры натрия по контурам в связи с использованием хромистой стали в пароперегревательных модулях вместо нержавеющей стали, которая подвержена межкристаллитной коррозии под напряжением при попадании влаги в теплопередающую поверхность.
Принятые в проекте БН-800 новые решения направлены, прежде всего, на повышение уровня безопасности и улучшение экономических показателей (табл. 3).
 Таб. 3. Усовершенствования в проекте реактора БН-800
Введенные усовершенствования позволили довести проект БН-800 по уровню безопасности до требований, предъявляемых к перспективным ядерным энергоблокам (в частности, не отселение населения при любых авариях, учитываемых в проекте).
Проект БН-800 ориентирован на использование МОКС-топлива с обеспечением возможности перехода в перспективе к высокоплотному нитридному топливу. За весь период разработки проекта БН-800 был выполнен значительный объем НИОКР по совершенствованию технологий изготовления конструкционных элементов активной зоны, разработке новых материалов и топливных композиций [7]. На первый период работы реактора предусматривается использование оболочек твэлов из освоенной в БН-600 аустенитной стали ЧС-68 х.д., обеспечивающей возможность достижения максимального выгорания 10% тяжелых атомов (т.а.). (Повреждающая доза при использовании МОКС-топлива - около 90 сна). В дальнейшем планируется использовать усовершенствованную аустенитную сталь ЭК-164 х.д., позволяющую увеличить максимальное выгорание до 13% т.а., а затем – стали ферритно-мартенситного класса. Для чехлов ТВС, так же как в реакторе БН-600, будет использоваться ферритно-мартенситная сталь ЭП-450. В обоснование применения новых сталей для оболочек твэлов проводятся соответствующие экспериментальные исследования с использованием реактора БН-600.
Из изложенного следует, что сооружение реактора БН-800 не только обеспечит отработку технологии замкнутого топливного цикла, но и позволит проверить эффективность новых технических решений. Решение комплекса задач, которое обеспечивает реализация проекта БН-800, позволяет перейти к созданию серийного быстрого реактора БН-1200 и промышленной инфраструктуры замкнутого топливного цикла.
 Рис 2 Общий вид строительной площадки IV блока БАЭС по состоянию на май 2010 г.
Нормативно-методологическое обеспечение
Начало разработки проекта БН-800 основывалось на базе первых редакций специальных норм и правил для атомной энергетики, а также нормативных документов (НД), разработанных для общепромышленных объектов (строительные нормы и правила, государственные стандарты, инструкции).
Накопленный опыт разработки проектов и эксплуатации тепловых и быстрых реакторов (БН-350, БН-600), разработка проектов следующего поколения, включая проект БН-800, и ужесточение требований к обеспечению безопасности предопределили необходимость развития НД. Так, в НД были введены следующие важные требования, которые учитывались в процессе разработки и лицензирования проекта БН-800:
- принцип глубоко эшелонированной защиты;
- классификационные требования по влиянию на безопасность и вытекающие из этого требования к обоснованию элементов разного класса;
- требования по учету внутренних и внешних (природных и техногенных) воздействий;
- учет сейсмических воздействий;
- требования по учету запроектных аварий;
- вероятностные показатели безопасности и требования к выполнению вероятностных анализов безопасности;
- принципы резервирования систем и оборудования, исходя из принципа единичного отказа, введены требования по организации многоканальности систем и их физическому разделению;
- требование по предупреждению или защите систем (элементов) от отказов по общей причине;
- рекомендация о предпочтительном использовании пассивных устройств и свойств внутренней самозащищенности;
- требование по организации резервного пункта (щита) управления;
- требование по внедрению средств, с помощью которых исключаются единичные ошибки персонала или ослабляются их последствия.
Учтена специфика быстрых натриевых реакторов в требованиях:
- по ядерной и радиационной безопасности (ПБЯ РУ АЭС-89, СП АС-03);
- по проектированию оборудования и трубопроводов (ПН АЭ Г-7-008-89);
- к сварным соединениям и наплавкам и их контролю (ПН АЭ Г-7-009-89, ПН АЭ Г-7-010-89);
- к чистоте деталей, сборочных единиц узлов и комплексов (РД-95.10046-89);
- по определению механических свойств и химического состава металла шва и сварных соединений, методические указания (РД-5.90.2430-86);
- по термической обработке заготовок, деталей и сварных узлов из аустенитных сталей для оборудования атомных энергетических установок с реакторами на быстрых нейтронах (РД5-90.2509-87);
- к нормам расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПН АЭ Г-7-002-86).
Разработаны «Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности АС с реакторами на быстрых нейтронах» (НП-018-05).
При выполнении работ по продлению срока эксплуатации реактора БН-600 разработана «Методика расчета прочности основных элементов реакторных установок на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (РД ЭО 1.1.2.09.0714-2007).
НД будет совершенствоваться и в дальнейшем по мере возможного ужесточения требований по ядерной и радиационной безопасности и учета специфики БН применительно к перспективным проектам.
В процессе разработки и лицензирования проекта БН-800 было развито также программно-методическое обеспечение:
- усовершенствованы использованные ранее и развиты новые коды для расчетов нейтронно-физических и теплофизических характеристик активной зоны, расчетов радиационной защиты и анализа безопасности;
- осуществлен переход на трехмерные коды (ANSIS, Flow Vision, CFD) для расчета распределения температур и напряжений в конструкциях, полей температур и скоростей в натриевых потоках.
 Рис 3 Укрупнительная сборка
Сооружение энергоблока БН-800
Объем освоенных капиталовложений в сооружение энергоблока на настоящее время составляет более 30% от полных расчетных затрат.
Особенностью БН с интегральной компоновкой является корпус реактора с габаритами, не позволяющими выполнять его изготовление в заводских условиях. В связи с этим на монтажной площадке введен в эксплуатацию в 2008 г. отдельный корпус сборки реактора, в котором ведутся работы по укрупнению узлов корпуса реактора в восемь монтажных блоков. Это дает возможность существенно ускорить монтаж реактора в шахте и одновременно обеспечить требуемое качество сборочно-сварочных работ без задержки сооружения Главного корпуса энергоблока.
Для обеспечения единого порядка и качества проектирования, изготовления и поставки оборудования, монтажа, наладки и эксплуатации оборудования было принято решение о Комплектной поставке оборудования РУ БН-800. Комплектным поставщиком было определено ОАО «ОКБМ Африкантов».
Изготовление оборудования РУ БН-800 ведется целиком на российских предприятиях – всего привлечено около 25 крупных заводов.
 Рис. 4 Укрупнительная сборка опорного пояса днища корпуса реактора
В процессе подготовки производства и при изготовлении оборудования были восстановлены или разработаны вновь уникальные технологии изготовления изделий из стали аустенитного класса:
- горячей штамповки горловин корпуса реактора;
- доизготовления корпуса реактора в монтажные блоки непосредственно на монтажной площадке;
- труб и фасонных деталей большого диаметра (Ø600, 800, 900 мм) и оребренных гнутых труб системы аварийного расхолаживания;
- пространственной гибки (в трех плоскостях) труб для теплообменного оборудования;
- поковок больших размеров (до 2,0 м, толщиной до 250 мм).
Создана промышленная линия по нанесению покрытия методом диффузионного хромирования с последующей нитридизацией.
Восстановлено изготовление электродвигателей с системой управления для насосов I и II контуров мощностью соответственно 5 и 2,5 МВт, электромагнитных насосов для перекачки натрия производительностью до 430 м³/час с естественным воздушным охлаждением.
Положительную роль в восстановлении производственной базы предприятий сыграл проект CEFR, разработка проекта которого и поставка большой номенклатуры оборудования осуществлялась по контракту с КНР.
 Таб. 4. Распределение поставляемого оборудования по заводам-изготовителям
Поставлены и смонтированы металлоконструкции облицовки шахты реактора, баки-компенсаторы, наклонные подъемники и другое оборудование, обеспечивающее последовательность сооружения энергоблока. В 2010 г. будет поставлена 81 единица оборудования (65%), а поставка остального будет завершена в 2011 г.
ОКБМ координирует также работы по обеспечению разработки и поставки натриевых контрольно-измерительных приборов.
 Таб. 5. Перечень контрольно-измерительных приборов
Кроме того, реактор оснащается следующими контрольно-измерительными устройствами:
- индикаторами положения элементов корпуса – для контроля температурных перемещений оборудования и трубопроводов;
- системами для контроля состояния твэл;
- системой контроля за состоянием металла в процессе эксплуатации;
- петлей спектрометрии и пробоотборниками для контроля качества теплоносителя;
- пробоотборниками газа для контроля газа над уровнем теплоносителя.
Вопросы поставки автоматической системы управления (АСУ), вентиляционного, электротехнического и другого оборудования будут решены по аналогии с поставками такого же оборудования для других атомных станций, сооружаемых в настоящее время и пущенных в эксплуатацию в последние годы (Калининская, Волгодонская и др.), поскольку их основой является однотипное оборудование.
Следует отметить, что сооружение БН-800 обеспечивает решение важнейшей практической задачи – восстановление и развитие технологий создания энергетических реакторов БН, что является одним из необходимых условий для перехода к их коммерциализации.
Использование и развитие экспериментальной базы
Экспериментальная база развивалась и совершенствовалась по мере развития технологии быстрых натриевых реакторов. Основа этой базы, созданная при разработке проектов БН-350 и БН-600, использовалась для проекта БН-800 и определила ее современное состояние.
 Таб. 6. Основные стенды для проведения исследований по РУ БН
Для получения служебных характеристик конструкционных материалов оборудования РУ используется экспериментальная база ЦНИИ КМ «Прометей».
Отработка смешанного уран-плутониевого топлива ведется с использованием экспериментальных установок, имеющихся во ВНИИНМ, НИИАР и ФЭИ.
Уникальные возможности для проведения экспериментальных исследований по РУ БН, в первую очередь в части испытаний твэлов, обеспечены наличием действующих быстрых натриевых реакторов БОР-60 и БН-800.
Созданная экспериментальная база с проведением необходимой модернизации и доработок, в основном, обеспечит проведение НИОКР по проекту перспективного реактора БН-1200.
При разработке реактора БН-1200, выполненной к настоящему времени на уровне эскизного проекта, сохранена преемственность по принципиальным техническим решениям, положительно зарекомендовавшим себя в БН-600 и примененным в БН-800. Одновременно, для улучшения технико-экономических показателей и повышения уровня безопасности введен ряд новых технических решений.
Имеющиеся возможности по разработке проекта БН-1200, включая существующую экспериментальную базу, позволяют реализовать этот проект до 2020 г. Степень надежности проекта должна обеспечить условия для коммерциализации проекта с началом серийного сооружения таких энергоблоков непосредственно после 2020 г.
 Рис 6 Транспортировка блока корпуса реактора
Заключение
Проект БН-800 разработан на основе успешного опыта НИОКР по направлению БН, в первую очередь опыта создания и эксплуатации реактора БН-600.
Реализация проекта БН-800 является важнейшим этапом в освоении технологии быстрых натриевых реакторов. С учетом работ, выполненных по этому проекту, можно утверждать, что технология быстрых натриевых реакторов готова к коммерческому освоению:
- разработаны и апробированы технические решения по основному оборудованию и компоновке РУ;
- созданы и обоснованы основные конструкционные материалы, определены направления их дальнейшего совершенствования;
- разработана нормативно-методологическая база, созданы современные расчетные коды для обоснования проектных характеристик и безопасности быстрых натриевых реакторов;
- обширная экспериментальная база, созданная в обоснование проектов БН, сохранена в достаточной степени для использования при разработке новых проектов;
- восстановлены или разработаны вновь уникальные технологии изготовления оборудования и специфических контрольно-измерительных приборов, создана устойчивая кооперация российских предприятий по их изготовлению, решаются вопросы кадровой политики.
Основной целью создания реактора БН-800 является освоение смешанного уран-плутониевого топлива, создание основ замкнутого топливного цикла и подтверждение технических решений по безопасности, которые намечено использовать и в перспективном проекте БН-1200.
Целью проекта БН-1200 является создание до 2020 г. головного энергоблока с высокими технико-экономическими показателями и показателями безопасности, удовлетворяющего требованиям к установкам IV поколения, для последующего серийного сооружения энергоблоков данного типа.
Накопленный опыт разработки и эксплуатации БН в России свидетельствует о зрелости натриевой технологии и ее способности достичь целей, поставленных ФЦП ЯЭНП: решение проблемы топливообеспечения атомной энергетики на длительную перспективу, создание структуры замкнутого топливного цикла в промышленном масштабе, снижение объемов радиоактивных отходов за счет переработки ОЯТ ВВЭР и использования выделенных из него плутония и младших актинидов.
Д.Л. Зверев, Б.А. Васильев, В.Ю. Седаков, Н.Г. Кузавков (ОАО «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород)
Доклад на Международной научно-технической конференции «БН-600 – 30 лет» (г. Заречный, БАЭС)
На первой фотографии: монтаж шахты реактора
Ссылки по теме:
Читайте также:
Все новости за сегодня (54)
|
 «Росатом» и Корпоративная академия «Росатома» отмечены премией «Эффективное образование 2025»
Проект экосистемы управления талантами победил в номинации «Работодатель года». |
|
О проекте
Размещение рекламы на портале
Баннеры и логотипы "Energyland.info" |
|
