Белоярские атомные инновации

В рамках Федеральной целевой программы развития атомной энергетики России в Свердловской области активизировалось строительство инновационного энергоблока Белоярской АЭС – БН-800. Закономерно, что уникальный энергоблок, открывающий горизонты новой технологической платформы для атомной энергетики России, появится на уникальной атомной станции.

БЕЛОЯРСКАЯ АЭС АВАНГАРДЕ ТЕХНИКИ И ТЕХНОЛОГИИ

Белоярская АЭС – единственная атомная электростанция России с разными типами реакторов на одной площадке. Она всегда была и остаётся на передовых направлениях развития атомной энергетики. На её энергоблоке № 1 с водографитовым канальным реактором на тепловых нейтронах АМБ-100 (Атом Мирный Большой 100 МВт (эл.)), введённом в эксплуатацию в апреле 1964 г., впервые в мире был осуществлён ядерный перегрев пара, что позволило применить серийную энергетическую турбину. На энергоблоке № 2 со вдвое более мощным реактором АМБ-200 отрабатывалась более экономичная одноконтурная схема циркуляции теплоносителя. Опыт, накопленный при эксплуатации этих энергоблоков,  был использован при создании серии более мощных реакторов РБМК.

К настоящему времени оба этих энергоблока выведены из эксплуатации в связи с выработкой ресурса. Ядерное топливо из них выгружено и хранится в бассейне выдержки в главном корпусе энергоблоков, в ожидании вывоза на постоянное хранение в Сибирь. Поскольку создавать отдельную производственную линию для переработки топливных сборок двух уникальных реакторов АМБ нерентабельно.

На БАЭС – тоже одной из первых – разработана и поэтапно реализуется программа снятия с эксплуатации энергоблоков №№ 1 и 2. Для вывоза топливных сборок разработан и успешно прошёл испытания транспортно-упаковочный контейнер ТУК-84. В настоящее время проходит испытания пилотный экземпляр специального железнодорожного вагона, который будет укомплектован этим контейнером. Реакторное пространство самих энергоблоков заполняется смолой-консервантом для длительного – порядка 50 лет – хранения под наблюдением. После чего оборудование будет демонтировано и утилизировано, а здания энергоблоков – использованы для промышленных нужд: например, для размещения научно-исследовательских стендов.
Ныне действующий третий энергоблок БН-600 также является опытно-промышленным в серии быстрых реакторов.

ЕДИНСТВЕННЫЙ В МИРЕ

Энергоблок № 3 с реактором на быстрых нейтронах и натриевым теплоносителем БН-600 – единственный в мире успешно работающий быстрый реактор промышленного уровня мощности 600 МВт (эл). Он находится в эксплуатации с апреля 1980 г. В силу уникальности этого энергоблока, не имея возможности опереться на опыт эксплуатации, проектировщики рассчитали его ресурс по минимуму – до 2010 г. Сейчас такой опыт уже накоплен, поэтому ведётся подготовка к продлению расчётного срока эксплуатации до 2025 г. Определяющим фактором будет состояние тех частей энергоблока, которые не могут быть заменены, – например, корпус реактора. Совместно с главным конструктором реактора – ОКБМ (Нижний Новгород) – проводятся материаловедческие исследования, по результатам которых Государственный технический надзор в 2010 г. и вынесет решение о возможности дальнейшей эксплуатации.

Другое оборудование энергоблока, которое может быть заменено, постепенно заменяется и модернизируется. Так, на сегодня уже произведена реконструкция и увеличена мощность двух турбин из трёх имеющихся на энергоблоке. Началась самая масштабная и дорогостоящая работа – постепенная замена модулей парогенераторов, в которых жидкий натрий 2-го контура передаёт тепло воде, превращая её в пар для вращения турбин. Модернизирована информационно-вычислительная система блока, другие системы управления. Есть все основания полагать, что государственная лицензия на продление расчётного ресурса БН-600 будет получена.

А созданию БН-600 предшествовала целая технологическая эпоха.

СЕМЕЙСТВО БЫСТРЫХ

История отечественных реакторов на быстрых нейтронах насчитывает более полувека. Работы по этому направлению начались ещё в 1949 г. К 1955 г. в Физико-энергетическом институте (Москва) был пущен первый быстрый реактор БР-1. Имея практически нулевую мощность, он позволил выполнить большой комплекс исследований нейтронно-физических характеристик.

В 1956 г. был пущен исследовательский реактор БР-2 мощностью в 150 кВт с ртутным теплоносителем. Он оказался неудачным, был демонтирован, и вместо него в 1958 г. был введен в действие реактор БР-5 мощностью в 5 МВт, на котором были отработаны основы натриевой технологии. С 1973 г. после модернизации он получил название БР-10.

В конце 1968 г. в НИИАР (Димитровград) появился уже опытный реактор – БОР-60. Он использовался для испытаний различных видов топлива и конструкционных материалов.

Началась следующая стадия разработки: создание опытно-промышленных образцов. В 1973 г. в казахском г. Шевченко (Актау) начал работу БН-350 мощностью 350 МВт (эл). Он успешно отработал запланированные 25 лет. Однако конструкция реактора открытой петлевой компоновки была признана недостаточно удачной, и в 1980 г. на Белоярской АЭС вступил в строй опытно-промышленный реактор интегральной (баковой) компоновки – БН-600. На нём продолжилась наработка опыта эксплуатации. Далее Советский Союз начал строить более мощные энергоблоки БН-800 на Белоярской АЭС (головной блок) и Южно-Уральской АЭС (Челябинская область). А в перспективе планировалось строительство БН-1600, опять же на Белоярской АЭС (головной блок) и Пермской АЭС. Но крушение империи надолго остановило развитие перспективной атомной технологии.
Часто задаются вопросом: почему успеха в создании быстрых реакторов добился только СССР, ведь их пытались создать многие страны – Франция, США, Япония, Великобритания? Вероятно, ответ кроется в подходе к решению задачи. На Западе стремились сразу получить экономически эффективный энергоблок. А в Советском Союзе, несмотря на декларативный лозунг «Экономика должна быть экономной», денег не жалели, и ставили целью прежде всего освоить новую технологию, а уж затем подумать об её экономической эффективности. Так это, или нет – вопрос дискуссионный, но результат очевиден: на сегодня наша страна в области быстрых реакторов обгоняет конкурентов на 10-15 лет. Правда, такое положение будет сохраняться недолго: работы над созданием собственных быстрых реакторов сегодня активно проводят США, Япония, Китай и Индия. В Китае и Индии такие энергоблоки уже строятся.

Чем же прельщает энергетиков всего мира технология на быстрых нейтронах?

КРУГОВОРОТ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Реакторы на «медленных» (тепловых) нейтронах, широко распространённые сегодня, используют в качестве топлива уран-235, содержание которого в природном сырье менее 1%. В 50-70 раз большее количество другого изотопа (урана-238) сегодня не используется. Да и вообще запасы уранового сырья в природе не безграничны.

Реакторы на быстрых нейтронах ценны тем, что, кроме выработки электроэнергии, позволяют превращать этот «отвальный» уран-238 в новое топливо для других типов реакторов. А, значит, – на сотни лет обеспечить топливную базу для атомной энергетики. Кроме того, они способны вовлечь в повторное использование плутоний из отработанного ядерного топлива других АЭС. Таким образом, быстрые реакторы позволяют сформировать замкнутый ядерно-топливный цикл, который позволит резко снизить потребности в добыче природного урана и минимизировать образование радиоактивных отходов.

Все эти преимущества быстрых реакторов подкреплены ещё двумя важнейшими факторами: безопасностью и экологической чистотой.

Безопасность быстрых реакторов с натриевым теплоносителем (БН) обеспечивается следующими факторами:

• наличием внутренне присущего («естественного») свойства безопасности БН, потому что его перегрев приводит к самопроизвольному затуханию ядерной реакции без участия человека;
• интегральной компоновкой реактора, при которой все основное радиоактивное оборудование – 1-й контур реактора – находится внутри герметичного корпуса реактора;
• наличием промежуточного второго натриевого контура между первым натриевым (радиоактивным) и третьим пароводяным (чистым) контурами;
• низким давлением в реакторе;
• удержанием радионуклидов йода в натриевом теплоносителе, что приводит к отсутствию необходимости в случае аварии эвакуировать население даже из г.Заречного, расположенного всего в 3-х километрах от станции, не говоря уж о более удалённых населённых пунктах.
  

Экологическая чистота быстрых реакторов подтверждена на мировом уровне опытом эксплуатации БН-600: выход радиоактивности в виде наименее опасных инертных газов (аргон, криптон, ксенон) в атмосферу находится на уровне 0,01-0,02% от разрешённого для АЭС санитарными нормами. Остальные радионуклиды практически отсутствуют. Таким образом, работа БН-600 не оказывает никакого вредного воздействия на окружающую среду и здоровье населения. Это подтверждает и многоканальная система АСКРО, которая непрерывно отслеживает радиационную обстановку в 13-километровой зоне наблюдения вокруг станции.

ИННОВАЦИОННЫЙ ПРОРЫВ

Строительство 4-го энергоблока БАЭС с реактором БН-800 началось ещё в середине 80-х годов прошлого века. После аварии в Чернобыле проект был направлен на дополнительную экспертизу, а когда она подтвердила безопасность реактора, обанкротился, а затем и вовсе рухнул Советский Союз. В годы кризиса отечественной экономики денег на продолжение строительства не находилось. Финансирование возобновилось только в XXI веке. Но ускорить его помогло внесение строительства БН-800 в федеральный бюджет. Причём, заметьте, случилось это за год до того, как была принята федеральная целевая программа, и государство начало вкладываться в развитие всей атомной энергетики России. Тем самым ещё раз подчёркнута особая значимость БН-800 для нашей страны.

В 2006 г. государство выделило на блок-новостройку 1 млрд. руб. В 2007г. – свыше 5 млрд. руб. Дальнейшее финансирование пойдёт по нарастающей. По оценкам экспертов, общая стоимость энергоблока составит порядка 57 млрд. руб.

На сегодня на площадке БН-800 построен и введён в работу комплекс теплоснабжения КТС-4, в составе которого пускорезервная котельная, водоподготовка, масломазутохозяйство и комплекс очистных сооружений. Возведены инженерные сети и транспортные коммуникации. Готовится к сдаче корпус сборки реактора, где из отдельных элементов, поступающих с заводов-изготовителей, соберут корпус «атомного сердца» энергоблока. Сейчас основные работы развернулись на сооружении главного корпуса энергоблока: забетонирована фундаментная плита трёхметровой толщины, началось возведение стен, шахты реактора. Строятся блочная насосная станция, водоводы, здание спецкорпуса, началась закладка административно-лабораторно-бытового корпуса. Генподрядчик – ООО «Управляющая компания «Уралэнергострой» - задействовал порядка 30 субподрядных организаций из Свердловской и Челябинской областей, Пермского края, Башкортостана и Удмуртии.

Заводы приступили к изготовлению оборудования энергоблока. Комплектным поставщиком стало «Опытно-конструкторское бюро машиностроения (ОКБМ)» (Нижний Новгород). К выполнению контрактов привлечены «ЗиО-Подольск» (Подмосковье), «Балтийские заводы» и «Ижорские заводы» (Санкт-Петербург), «Севмаш» (Северодвинск) и другие предприятия. Генпроектант «Атомэнергопроект» (Санкт-Петербург) совместно с научным руководителем «Физико-энергетический институт» (Обнинск) и генеральным конструктором ОКБМ (Нижний Новгород) обеспечивают научно-исследовательские и проектно-конструкторские работы.

Федеральная целевая программа обозначила срок пуска инновационного энергоблока – 2012 г. На нём будет производиться окончательная «доводка» технологии с использованием уран-плутониевого мокс-топлива. Но запускать его в серийное строительство нецелесообразно: несмотря на то, что за время сооружения появились новые технические решения и мощность блока «подросла» с первоначальных 800 до 880-890 МВт, для конкуренции с другими АЭС этого недостаточно.

ДЕНЬ ЗАВТРАШНИЙ

В серию пойдёт более мощный БН-1800. Головной энергоблок этого типа также появится на Белоярской АЭС. Сооружать его будет легче и быстрее, поскольку многие объекты, уже построенные на площадке БН-800, – например, комплекс теплоснабжения, корпус сборки реактора, инфраструктура – рассчитаны сразу на два энергоблока. А коллектив строителей, накопивший опыт на сооружении БН-800, применит свои навыки на возведении БН-1800.

Эскизное проектирование 5-го блока БАЭС уже началось. Его возведение может начаться с пуском 4-го энергоблока и завершиться к 2018-2020 г.г.

После того как в России появится несколько таких энергоблоков в совокупности с заводскими мощностями по производству мокс-топлива и регенерации отработанного топлива, будет достигнуто «закольцовывание» ядерно-топливного цикла, неоспоримые преимущества которого были рассмотрены выше.

В настоящее время стоимость строительства энергоблока на быстрых нейтронах несколько дороже, чем на тепловых нейтронах. Основная причина – в эксклюзивности быстрого реактора, а значит, и «штучном» изготовлении всех его комплектующих элементов и топливных сборок. Законы экономики непреложны: снижение себестоимости будет достигнуто, когда начнётся серийное производство. А с учётом того, что энергоблоки на быстрых нейтронах, помимо выработки электрической и тепловой энергии, будут нарабатывать ядерное топливо для других реакторов, их конкурентоспособность на рынке атомной энергетики будет достаточно высока.

«БЕЗ ЭТОГО ДАЛЬШЕ ЖИТЬ НЕЛЬЗЯ»

Значение инновационной технологии Белоярской АЭС для атомной энергетики России озвучил директор по научно-технической политике концерна «Росэнергоатом» Владимир Григорьевич Асмолов, выступивший на семинаре клуба региональной журналистики:

- Быстрые реакторы – это наше будущее, к которому мы должны идти, и это будущее мы должны готовить уже сегодня. У нас остался работать единственный в мире быстрый реактор – БН-600 (находится на энергоблоке № 3 Белоярской АЭС в Свердловской области).

Были попытки создания таких реакторов у французов и в других странах. Сейчас они все возвращаются к этой программе, без этого дальше жить нельзя. И как раз здесь у России имеется огромный задел, который мы должны использовать. БН-800 – это реактор, который, конечно же, будет давать электричество и тепло, но это электричество и тепло будут дороже, чем на серийных реакторах ВВЭР. Но мы на это идём, потому что на нём можно будет отрабатывать технологию уран-плутониевого топлива. Дальше это будет положено в основу разработки уже коммерческого реактора в полном смысле этого слова. Мы настроены оптимистично: он может появиться к 2020 году. Во всяком случае, он должен появиться между 2020 и 2025 годами.

Автор: Руслан Новорефтов