О сооружении БН-1200 на площадке Белоярской АЭС

Полученные данные и опыт эксплуатации позволили обосновать продление срока эксплуатации энергоблока до 2020 г. Накопленный в нашей стране опыт проектирования, изготовления и эксплуатации быстрых натриевых реакторов свидетельствует о том, что данная технология в России является практически освоенной и по степени надежности и безопасности удовлетворяют требованиям к перспективной ядерной технологии.
Важным итогом эксплуатации энергоблока №3 является обоснование сооружения нового энергоблока №4 с реактором на быстрых нейтронах БН-800 на площадке III очереди Белоярской АЭС, а также выполняемые проработки проекта перспективного коммерческого БН-реактора большой мощности (БН-К).
Сооружение блока БН-800 позволит решить следующие задачи:
- обоснование перехода от уранового окисного топлива на смешанное уран-плутониевое топливо, испытание последнего в промышленном масштабе;
- обеспечение отработки элементов замкнутого топливного цикла, касающееся технологии регенерации и трансмутации;
- масштабная проверка в условиях эксплуатации энергоблока оборудования и элементов систем безопасности, которые намечено использовать в проекте серийного БН-К (пассивно срабатывающие органы аварийной защиты, поддон для расплавленного топлива, пассивные элементы защиты реактора от повышения давления и д.р.);
- энергообеспечение нужд региона.
Важная роль в обеспечении энергетической безопасности страны на сегодняшний день и особенно в перспективе принадлежит развитию отечественной атомной энергетики. Масштабное развитие современной ядерной энергетики России сдерживается двумя системными проблемами: накопление ОЯТ и ограниченная сырьевая база.
Решение указанных проблем достигается путем перехода на новую технологическую платформу с реализацией замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) с реакторами на быстрых нейтронах.
Основные положения развития инновационной ядерной энергетики нашли свое отражение в ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 гг. и на перспективу до 2020 г.».
В соответствии с задачами ФЦП в части разработки энергоблока АЭС с быстрым натриевым реактором повышенной мощности четвертого поколения и с учетом накопленного опыта проектирования, сооружения и эксплуатации реакторов данного типа, предусмотрено завершение в 2014 г. технического проекта этой установки с потребительскими свойствами сравнимыми с АЭС с ВВЭР. Указанная разработка позволит не только сохранить лидерство России в области технологии БН в условиях интенсивного ее развития в Индии, Китае, Японии, Франции, но и при достижении целевых показателей, обеспечить технологический разрыв 12-15 лет.

Основные этапы разработки АЭС с реактором БН-1200



В рамках подготовки к реализации поставленной задачи Научным руководителем (ФЭИ), Главным конструктором (ОКБМ), Генпроектантом (СПбАЭП) в корпорации смежных организаций в период 2005-2009 гг. разработаны технические предложения по энергоблоку с быстрым натриевым реактором повышенной мощности, концептуальный проект энергоблока, проведены исследования по оптимизации его мощности, разработаны технические задания на проектирование реакторной установки и энергоблока электрической мощностью 1200 МВт (БН-1200), позволяющие создать энергоблок:
- с улучшенными технико-экономическими характеристиками;
- повышенной безопасности, с вероятностью разрушения (повреждения) активной зоны на порядок меньше по отношению к нормативным требованиям;
- удовлетворяющий системным требованиям крупномасштабной атомной энергетики по КВ, топливопотреблению, обращению с младшими актинидами.
Основными инновационными проектно-конструкторскими решениями, заложенными в концепцию энергоблока с реактором БН-1200 и обеспечивающими снижение удельных капвложений и повышенную безопасность, являются:
- полная интеграция первого контура в корпусе реактора;
- доминирующая роль пассивных средств защиты реактора;
- использование эффективных систем пожарной безопасности натрия и защиты парогенератора от течей воды в натрий;
- применение корпусных парогенераторов и упрощенной системы транспортной технологии обращения с топливом на энергоблоке;
- увеличенный уровень мощности энергоблока, оптимизированный с учетом сетевых и транспортно-технологических ограничений;
- уровень энергонапряженности активной зоны, оптимизированный по затратам на топливопотребление (глубина выгорания > 120 МВт•сут/кг, КИУМ > 90%);
- использование универсальной конструкции активной зоны, позволяющей по мере системной необходимости и технологической готовности осуществлять переход с оксидного топлива на плотное, изменять энергонапряженность зоны, вовлекать младшие актиниды в топливный цикл.
Таким образом, разработка и сооружение БН-1200 будет осуществляться в рамках этапа коммерциализации технологии БН-реакторов. Обсуждаются возможности сооружения головного образца АЭС с реактором БН-1200 к 2020 г. и малой серии БН-1200 к 2030 г., в качестве этапа развертывания технологии БН-реакторов.
Достигнутое к настоящему времени положение с развитием технологии БН, имеющейся задел по разработке проекта РУ БН большой мощности, подготовка машиностроительной базы, связанной со строительством БН-800, позволяют рассчитывать на возможность выполнения сроков реализации проекта энергоблока с РУ БН-1200 в указанные сроки.

Принципиальная схема энергоблока БН-1200



Общая характеристика энергоблока

Разрабатываемый головной энергоблок БН-1200 выполнен по принципу моноблока: один реактор - одна турбина. Тепловая мощность реактора – 2800 МВт, электрическая мощность турбины 1200 МВт.
Тепловая схема энергоблока БН-1200 трехконтурная. Теплоноситель (жидкий натрий) находится в I и II контурах, пар и вода - в III контуре.
Особенностью реакторной установки БН-1200 является интегральная (баковая) компоновка I контура, когда основное оборудование и активный теплоноситель I контура сосредоточены в баке реактора, который заключен в страховочный корпус.
Первый контур включает четыре петли, каждая из которых имеет главный циркуляционный насос (ГЦН-1) и промежуточный теплообменник (ПТО).
Второй контур (промежуточный) также включает четыре петли, каждая из которых состоит из одного ПТО, двухкорпусного парогенератора (ПГ), буферной емкости, ГЦН-II и трубопроводов.
Третий контур с паровым промперегревом включает турбину на параметры пара 13 МПа и температурой 505°С. Температура питательной воды принята 240°С.
Для исключения попадания радиоактивного натрия из первого контура во второй давление второго принято выше, чем давление натрия первого контура.
В третьем контуре для упрощения схемно-компоновочных решений и конструкций ПГ, а также с целью повышения безопасности ПГ за счет минимизации поверхности теплообмена между водой и натрием, применена схема с паровым промперегревом пара.
С целью обеспечения КПД (брутто) установки не менее 42% повышены температуры острого пара и питательной воды по сравнению с соответствующими параметрами энергоблока с РУ БН-800.
Для работы в составе АЭС с реактором БН-1200 принята турбоустановка К 1200 130/3000, имеющая конструктивную схему ЦВД + 3 ЦНД, примененную в турбине К 800 130/3000 с использованием типовой конструкции ЦНД с рабочей лопаткой последней ступени длиной 1200 мм из титанового сплава (с увеличенной хордой, как в ЦНД турбины К 1200 6,8/50 для АЭС-2006).
Для работы в блоке с турбиной К-1200-130/3000 предусматривается применение турбогенератора типа Т3В-1200-2УЗ с полным водяным охлаждением в шестифазном исполнении с двумя трехфазными обмотками на напряжение 24 кВ, сдвинутыми одна относительно другой на 30о, рассчитанными на 50% номинальной мощности генератора каждая.
Турбогенератор включается по схеме блок «генератор-трансформатор». В блоке с генератором устанавливается блочный повышающий трансформатор (БПТ), состоящий из трех однофазных трансформаторов с расщепленными обмотками низкого напряжения мощностью по 533 МВа. Предусматривается установка резервной фазы.
В каждой цепи «генератор-трансформатор» устанавливается аппаратный комплекс, состоящий из элегазового выключателя, разъединителей, заземлителей, трансформаторов тока напряжения, разрядников.
Учитывая, что в данное время возросли требования к охране окружающей среды и использование прямоточных систем и водохранилищ, созданных на реках, в качестве водоемов охладителей для вновь проектируемых ТЭС и АЭС запрещено (Водный кодекс РФ ст. 60, Сан ПиН 3907-85, п.5.7), система технического водоснабжения для энергоблока БН-1200 принята оборотной с использованием для охлаждения воды одной башенной испарительной градирни большой производительности.
Энергоблок БН-1200 предназначен для работы в энергосистеме в базовом режиме. Число часов использования установленной электрической мощности принято 7896 часов в году (КИУМ=0.9), исходя из графика простоя энергоблока на перегрузки и ремонты.

Основные параметры энергоблока с реакторной установкой БН-1200



Основное внимание при разработке проекта РУ БН-1200 в части, касающейся безопасности, направлено на усиление свойств самозащищенности установки. Для этого принят ряд следующих мер:
- исключены внешние натриевые трубопроводы первого контура, что полностью исключает наиболее опасный класс проектных аварий с течами радиоактивного натрия;
- аварийный отвод тепла от реактора осуществляется системой, подключённой непосредственно к первому контуру через автономные теплообменники, встроенные в бак реактора, включающейся и работающей на основе пассивности и естественной циркуляции теплоотводящих сред по всем контурам;
- предусматривается пассивная аварийная защита (ПАЗ-Т), срабатывающая при повышении температуры на выходе из активной зоны дополнительно к пассивной системе на гидравлически взвешенных стержнях, опускающихся в активную зону при останове ГЦН-1;
- установка оснащена средствами локализации аварийных выбросов из корпуса реактора при запроектных авариях.
За счёт указанных решений поставлено целевое требование достигнуть снижения на порядок (до 10-6/год) вероятности тяжелого повреждения активной зоны по сравнению с требованиями действующих нормативных документов, уменьшение эффективных доз облучения персонала и населения при нормальной эксплуатации и авариях в соответствии с требованиями INPRO и GEN-4 к блокам АЭС 4-го поколения.
Надёжность системы аварийного отвода тепла в реакторе БН-1200 повышена более чем на порядок по сравнению с БН-800.
Приведенные данные свидетельствуют о том, что в проекте реакторов БН 1200 обеспечивается уровень безопасности, исключающий необходимость принятия каких-либо мер по защите населения при любых возможных авариях, принятых в проекте, включая запроектные аварии типа ULOF.

Характеристики безопасности энергоблока с РУ БН-1200 для проектных и запроектных аварий



О сооружении БН-1200 на Белоярской АЭС
В рамках ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 гг. и на перспективу до 2020 г.» планируется на первом этапе (2010-2014 гг.) разработка технического проекта энергоблока натриевым реактором БН нового поколения.
Основными разработчиками – ОАО «ОКБМ Африкантов», ГНЦ «РФ-ФЭИ», ОАО «СПбАЭП» предлагается проект коммерческого энергоблока электрической мощностью 1200 МВт с реактором БН-1200. Разработка этого проекта ведется исходя из задачи сооружения головного энергоблока БН-1200 в 2020 г.
Предпочтительным местом строительства головного энергоблока с реактором БН-1200 является площадка III очереди Белоярской АЭС, подготовленность и пригодность которой показана в процессе ранее выполненных проектных изысканий по привязке к этой площадке энергоблока БН-1600 вместе со строящимся в настоящее время энергоблоком БН-800.
В 2007 г. ОАО «СПбАЭП» совместно с ОАО «ОКБМ АФРИКАНТОВ» и ГНЦ «РФ-ФЭИ» было выполнено технико-экономическое обоснование (ТЭО) вариантов сооружения энергоблока БН-1200 на площадке III очереди Белоярской АЭС.
Результаты ТЭО показали, что капитальные вложения в строительство энергоблока БН-1200 на площадке Белоярской АЭС примерно на 15% ниже, чем при строительстве его на новой площадке, что обусловлено использованием общестанционных вспомогательных зданий и сооружений энергоблока БН-800 (спецкорпус, спецбытовой корпус, пуско-резервная котельная, ОВК, здание масло-мазутохозяйства, ОРУ 500 кВ и 220 кВ, здание сборки реактора), изначально сооружаемых с учетом возможного размещения на данной промплощадке еще одного энергоблока большой мощности.
В 2009 г. ОАО «СПбАЭП» выполнены проработки вариантов размещения энергоблока БН-1200 на площадке III очереди Белоярской АЭС.
Были рассмотрены несколько вариантов размещения энергоблока БН-1200 на указанной площадке для выбора оптимального. Во всех вариантах системы охлаждения воды технологических конденсаторов турбины предусмотрена с оборотной системой охлаждения с башенной испарительной градирней большой производительности в соответствии с современными экологическими требованиями.
Результаты выполненной работы показали принципиальную возможность размещения на площадке III очереди Белоярской АЭС энергоблока БН-1200 с учетом требований действующих НТД.

Вариант возможного размещения энергоблока БН-1200 на промплощадке III очереди Белоярской АЭС



Помимо результатов ТЭО целесообразность сооружения энергоблока БН-1200 на площадке III очереди Белоярской АЭС обусловлена рядом следующих обстоятельств:
- наличием развернутых для строительства БН-800 строительно-монтажных организаций, имеющих опыт строительства АС с РУ БН, наличие устоявшихся производственных связей, что исключает расходы на перебазирование строительно-монтажных организаций из других регионов;
- наличием эксплуатационного персонала, имеющего опыт работы с РУ БН (БН 600, БН 800), устоявшиеся культуры и традиции их безопасной эксплуатации;
- дефицитом электроэнергии в Уральском регионе;
- близким расстоянием до потребителей электроэнергии Уральского промышленного региона (Екатеринбург, Челябинск);
- возможностью снижения срока сооружения энергоблока, что обусловлено подготовленной производственной базой и всей необходимой инфраструктурой, связанной со строительством энергоблока №4 с РУ БН-800 (сооружен корпус сборки реактора БН-800, который в дальнейшем может использоваться при сборке реактора БН-1200).
В рамках календарного плана работ на 2010 г. по теме «НИОКР в обоснование проекта АЭС с РУ БН-К» ОАО «СПбАЭП» должен разработать материалы по «Обоснованию инвестиции в строительство энергоблока БН-1200 (ОБИН)» на площадке III очереди Белоярской АЭС» с целью:
- обоснования места размещения объекта с учетом данных по характеристике района и участка строительства;
- исследования рынка электроэнергии и мощности, проведения анализа спроса на продукцию;
- определения потребности атомной станции ресурсами, включая потребность в водных, топливных и энергетических ресурсах;
- оценки воздействия на окружающую среду (ОВОС);
- разработки проекта организации строительства (ПОС);
- определения эффективности инвестиций.
Выполненные предпроектные работы по энергоблоку с РУ БН-1200 показывают, что:
- энергоблок по показателям надежности работы и обеспечению уровня безопасности полностью отвечает требованиям к энергоблокам IV поколения;
- энергоблок конкурентоспособен по технико-экономическим показателям с энергоблоками ВВЭР АЭС-2006 аналогичной мощности;
- возможна разработка до 2014 г. проекта энергоблока БН-1200 для завершения строительства головного энергоблока на площадке III очереди Белоярской АЭС в 2020 г.
Для выполнения планируемых сроков по строительству головного энергоблока БН-1200 необходимо, в ближайшее время, решение ГК «Росатом» о привязке головного энергоблока к конкретной площадке для разработки в 2010 г. ОБИН с целью получения от местных органов самоуправления, в течение 2011 г., лицензии на размещение АЭС.
Что касается вопроса о финансировании сооружения энергоблока БН-1200, то представляется целесообразным рассмотреть возможность использования средств, предназначенных для строительства одного из блоков с реактором ВВЭР-1200, включенного в Генеральную схему размещения объектов электроэнергетики до 2020 г.

Марат Аширметов, Владимир Ершов
ОАО "Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт "АтомЭнергоПроект" (ОАО "СПбАЭП")
Доклад на Международной научно-технической конференции «БН-600 – 30 лет», г. Заречный, БАЭС
На первой фотографии - главный корпус БН-800, реакторное отделение. Возведение перекрытия на отм. +16,55 м

Ссылки по теме:
Коммерческие реакторы на быстрых нейтронах
30-летний опыт промышленной эксплуатации реактора БН-600