Социальная программа «Шаг в будущее, Электросталь», городская тематическая конференция «Первый шаг в атомный проект» Проект проведения школьной научной конференции «Атомная энергетика: история функционирования, наука, инновации»

Вид материала

Программа

Содержание Устройство ядерного реактора. Реакторы на быстрых нейтронах в федеральной На перспективу до Разработка технологий производства перспективных видов топлива и мате­риалов для реакторов на быстрых нейтронах Разработка технологий замкнутого топливного цикла для реакторов на быст­рых и тепловых нейтронах Перспективы внедрения реакторов на быстрых нейтронах в структуру атомной энергетики россии Ори­ентирами развития ядерной энергетики России является достижение следующих целей Типы и назначения реакторов новой технологической платформы Замыкание ядерного топливного цикла позволяет наилучшим образом выпол­нить базовые принципы устойчивого развития Развитие реакторов на быстрых нейтронах в мире Развитие реакторов на быстрых нейтронах в россии За это время выполнен огромный объём НИОКР Задачи топливообеспечения быстрых натриевых реакторов

Подобный материал:

• Положение о школьной конференции учебно-исследовательских работ обучающихся 1-11 классов, 140.62kb.
• Программа для молодёжи и школьников «шаг в будущее», 263.02kb.
• Приказ 28. 10. 2011 №164-7/о Об итогах XVIII научно-практической конференции «Шаг, 108.32kb.
• Конференция является подготовительным этапом республиканской конференции школьников, 102.34kb.
• Рекомендация на конференцию, 294.1kb.
• Городская научно-практическая конференция обучающихся 8-11 классов «Шаг в будущее», 301.97kb.
• Городская научно-практическая конференция молодых исследователей «шаг в будущее-2012», 231.32kb.
• Секретариат программы «Шаг в будущее» Почтовый адрес, 1818.72kb.
• Программы «Шаг в будущее Инникигэ хардыы» Начальникам муниципальных управлений образования, 359.34kb.
• Российской научно-социальной программы для молодежи и школьников «Шаг в будущее» общие, 219.31kb.

Устройство ядерного реактора.

В настоящее время существует два типа ядерных реакторов ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) и РБМК (реактор большой мощности канальный). Отличие в том, что РБМК – кипящий реактор, а ВВЭР использует воду под давлением в 120 атмосфер.



Реактор ВВЭР 1000. 1 — привод СУЗ; 2 — крышка реактора; 3 — корпус реактора; 4 — блок защитных труб (БЗТ); 5 — шахта; 6 — выгородка активной зоны; 7 — топливные сборки (ТВС) и регулирующие стержни;


Каждый ядерный реактор промышленного типа представляет собой котел, сквозь который протекает теплоноситель. Как правило это обычная вода (ок. 75% в мире), жидкий графит (20%) и тяжелая вода (5%). В экспериментальных целях использовался берилий и предполагался углеводород.


ТВЭЛ – (тепловыделяющий элемент). Это стержни в циркониевой оболочке с ниобийным легированием, внутри которых расположены таблетки из диоксида урана.



ТВЭЛ реактора РБМК. Устройство твэла реактора РБМК: 1 — заглушка; 2 — таблетки диоксида урана; 3 — оболочка из циркония; 4 — пружина; 5 — втулка; 6 —

наконечник.


Также ТВЭЛ включает в себя пружинную систему удержания топливных таблеток на одном уровне, что позволяет точнее регулировать глубину погружения/выведения топлива в активную зону. Они собраны в кассеты шестигранной формы, каждая из которых включает в себя несколько десятков ТВЭЛов. По каналам в каждой кассете протекает теплоноситель.




ТВЭЛы в кассете выделены зеленым.




Топливная кассета в сборе.


Активная зона реактора состоит из сотен кассет, поставленных вертикально и объединенных вместе металлической оболочкой – корпусом, играющим также роль отражателем нейтронов. Среди кассет, с регулярной частотой вставлены управляющие стержни и стержни аварийной защиты реактора, которые в случае перегрева призваны заглушить реактор.

Приведем в пример данные по реактору ВВЭР-440:

Количество топливных кассет	349 шт
ТВЕЛов в кассете	126 шт
Диаметр ТВЕЛа	9,1 мм
Диаметр активной зоны	2880 мм
Высота активной зоны	2500 мм

Управляющие  могут перемещаться вверх и вниз погружаясь или наоборот, выходя из активной зоны, где реакция идет интенсивнее всего. Это обеспечивают мощные электромоторы, в совокупности с системой управления.Стержни аварийной защиты призваны заглушить реактор в случает нештатной ситуации, упав в активную зону и поглотив больше количество свободных нейтронов.

Каждый реактор имеет крышку, через которую производится погрузка и выгрузка отработавших и новых кассет.

Поверх корпуса реактора обычно устанавливается теплоизоляция. Следующим барьером идет биологическая защита. Это как правило железобетонный бункер, вход в который закрывается шлюзовой камерой с герметичными дверьми. Биологическая защита призвана не выпустить в атмосферу радиоактивный пар и куски реактора, если все таки произойдет взрыв.

Ядерный взрыв в современных реактора крайне мало возможен. Потому что топливо достаточно мало обогащено, и разделено на ТВЕЛы. Даже если расплавится активная зона, топливо не сможет настолько активно прореагировать. Масимум что может произойти – тепловой взрыв как на Чернобыле, когда давление в реакторе достигло таких величин, что металлический корпус просто разорвало, а крышка реактора, весом в 5000 тонн сделала прыжок с переворотом, пробив крышу реакторного отсека и выпустив пар наружу. Если бы чернобыльская АЭС была оснащена правильной биологической защитой, наподобие сегодняшнего саркофага, то катастрофа обошлась человечеству намного дешевле.


Блок 2. «Реакторы на быстрых нейтронах»

РЕАКТОРЫ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ В ФЕДЕРАЛЬНОЙ

ЦЕЛЕВОЙ ПРОГРАММЕ «ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИИ

НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ НА ПЕРИОД 2010 - 2015 ГОДОВ

НА ПЕРСПЕКТИВУ ДО 2020 ГОДА»


Сегодня ядерная энергетика и России, и мира базируется на технологиях теп­ловых водяных реакторов и открытого топливного цикла. Топливообеспечение АЭС с тепловыми реакторами осуществляется на основе технологий добычи при­родного урана и его обогащения для изготовления уранового топлива, в обращении с ОЯТ используется главным образом временное хранение. Современные АЭС безопасны, экологически привлекательны и, без учета т.н. «отложенных проблем», вырабатывают конкурентоспособную электроэнергию.

Существующая технологическая база не отвечает требованиям крупномас­штабной ЯЭ как энергосистемы будущего. Причиной этого является нерешенность на сегодня следующих основных проблем:

• разомкнутость топливного цикла с необходимостью организации долго­
  временного хранения непрерывно возрастающего количества ОЯТ;
  
• низкая эффективность использования добываемого природного урана - ме­
  нее 1% и связанной с этим сырьевой ограниченностью топливной базы ЯЭ и т.д.
  

Одним из самых перспективных направлений развития атомной энергетики на сегодня является разработка технологий замкнутого топливного цикла ядерной энергетики с реакторами на быстрых нейтронах, что включает

• изготовление ядер­ного топлива,
  
• переработку ОЯТ и многократное использование (рециклинг)
  
• рас­ширенное воспроизводство топлива в быстрых реакторах.
  

Именно такие техноло­гии, доведенные до коммерческого уровня, могут составить основу новой техноло­гической платформы ядерной энергетики XXI века.

Для решения поставленных перед атомной энергетикой задач и учитывая сложность проблем и необходимость их комплексного и системного решения, обеспечивающего кардинальное технологическое перевооружение объектов атом­ной энергетики Российской Федерации была разработана федеральная целевая про­грамма «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года» основной целью которой является разработка ядер­ных энерготехнологий нового поколения 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 отработавшего ядерного топлива. В рамках вы­полнения Программы предусмотрены также исследования новых способов исполь­зования энергии атомного ядра.

Таким образом, Программой предусмотрено выполнение следующих проек­тов:

Разработка перспективных технологий реакторов на быстрых нейтронах:

• разработка и сооружение опытно-демонстрационного энергоблока с реак-
  

тором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем;

• разработка и сооружение опытно-промышленного энергоблока с реактор­ной установкой на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем;
  

• разработка энергоблока нового поколения с реактором на быстрых нейтро­нах с натриевым теплоносителем;
  

• разработка интегрированных систем кодов нового поколения для анализа и обоснования безопасности перспективных атомных электростанций и ядерного то­пливного цикла.
  

Создание новых экспериментальных стендов и специального оборудования, модернизация и развитие экспериментально-стендовой базы для обоснования фи­зических принципов, проектно-конструкторских решений, анализа и обоснования безопасности реализации основных научно-технологических решений инноваци­онной атомной энергетики:

• создание многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтро­нах МБИР;
  
• техническое перевооружение опытного реактора на быстрых нейтронах те­пловой мощностью 60 МВт;
  
• техническое перевооружение комплекса больших физических стендов для моделирования реакторов на быстрых нейтронах и их топливных циклов.
  

Разработка технологий производства перспективных видов топлива и мате­риалов для реакторов на быстрых нейтронах:

• разработка технологий и создание производства смешанного оксидного то­плива для реакторов на быстрых нейтронах;
  
• разработка технологий производства плотного топлива для реакторов на быстрых нейтронах;
  
• разработка перспективных конструкционных материалов для реакторов на быстрых и тепловых нейтронах.
  

Разработка технологий замкнутого топливного цикла для реакторов на быст­рых и тепловых нейтронах:

• создание полифункционального радиохимического исследовательского комплекса;

• расчетно-экспериментальное обоснование условий окончательного удале­ния радиоактивных отходов и разработка перспективных обеспечивающих техно­логий;
  
• разработка и обоснование технологических и проектно-конструкторских решений на промышленный пристанционный модуль переработки отработавшего ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах;
  
• разработка и обоснование технологических и проектно-конструкторских решений на специализированную нитку централизованного завода переработки от­работавшего ядерного топлива реакторов на быстрых и тепловых нейтронах.
  

Также Программой предусмотрены исследования способов использования энергии атомного ядра, включающие исследование свойств веществ в экстремаль­ных состояниях (высокие температуры, давление, облучение) с целью формирова­ния баз данных для обоснования инновационных реакторных установок, разработ­ку технологий прямого преобразования ядерной энергии в электрическую энергию и лазерное излучение, разработку нового поколения детекторов ионизирующего

излучения, разработку перспективных технологий для упрочнения поверхности материалов на основе лазерных, пучковых и плазменных источников излучения, исследования и разработки в области управляемого термоядерного синтеза, мо­дернизацию и техническое перевооружение ускорительной экспериментальной ба­зы.

Программно-целевой метод решения проблем позволил объединить отдель­ные мероприятия, что в конечном итоге позволит получить мультипликативный эффект, выраженный в развитии исследовательской, конструкторской, внедренче­ской и производственной деятельности.

Таким образом, выполнение мероприятий федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года» позволит создать новую технологическую платформу атомной энергетики, решающую проблемы топливообеспечения и накопления ОЯТ на более высоком уровне безопасности.


ПЕРСПЕКТИВЫ ВНЕДРЕНИЯ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ В СТРУКТУРУ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ РОССИИ


Задача модернизации отечественной экономики нацелена на преодоление не­гативных тенденций сырьевой ориентации и формирование нового экономического уклада, в котором гармонично сочетались бы и сырьевая компонента как надежная база устойчивого развития, и высокотехнологичная промышленность как фунда­ментальная основа национального прогресса. В этом контексте энергетическую от­расль и ее составляющую - ядерную энергетику следует обоснованно рассматри­вать в качестве индустриальной основы глобальной модернизации отечественной промышленности, как в силу масштабного фактора, так и в силу сохранившихся квалифицированной инженерно-технической базы и весомой научной школы.


Ори­ентирами развития ядерной энергетики России является достижение следующих целей:

• формирование атомного комплекса как энергетической базы устойчивого развития страны в стратегической перспективе;
  
• обеспечение геополитических ин­тересов страны на мировом атомном энергетическом рынке в области реакторе - строения и услуг замкнутого топливного цикла;
  
• создание структуры атомного энергопромышленного комплекса, обеспечивающего потребности ядерной энерге­тики в топливе на длительную перспективу, приемлемое обращение с облученным ядерным топливом и радиоактивными отходами.
  

Развитие ядерной энергетики яв­ляется принципиально непрерывным процессом и разделение его на этапы услов­но, оно позволяет выделить и сформулировать основные признаки каждого этапа и соответствующие им задачи. Наиболее явными являются:

• этап открытого топлив­ного цикла ядерной энергетики (потребление урана-235),
  
• переходный этап от от­крытого к замкнутому топливному циклу
  
• этап замкнутого топливного цикла (пе­реход на использование урана-238 и тория-232) с реализацией расширенного вос­производства делящихся изотопов.
  

Стратегическим направлением инновационного развития ядерной энергетики должно стать создание ядерно-энергетической систе­мы, позволяющей увеличить использование энергетического потенциала ядерных материалов за счет расширенного воспроизводства топлива в ядерных реакторах на быстрых нейтронах (БР) и улучшения характеристик топливоиспользования реак­торов на тепловых нейтронах, а также замыкания топливного цикла по всем значи­мым актинидам.

Новая технологическая платформа должна обеспечить возможность ядерной энергетике занять существенное место в топливно-энергетическом балансе на дли­тельную перспективу, удовлетворив при этом требования пользователей. Основ­ным системным требованием безопасности к новым ядерным установкам является отсутствие дополнительных ограничений к их размещению по сравнению с энерге­тическими объектами на других технологиях.


Типы и назначения реакторов новой технологической платформы:

• реакторы на тепловых нейтронах: производство энергии для различных по­требителей (электроэнергия, переработка углеводородов, коммунальное тепло­снабжение, технологии, пресная вода, водород), широкий диапазон единичных мощностей (малые - автономные, средние - региональные, большие - сети), работа в режиме регулирования нагрузки, гибкий топливный цикл (Ри, II, ТЬ);
  
• реакторы на быстрых нейтронах (БР): базовое производство энергии, рас­
  ширенное воспроизводство топлива (Ри, 11-233), замыкание топливного цикла по II,
  Ри и минорным актинидам.
  

Формирование и сохранение технической многокомпонентности (по крайней мере - двухкомпонентности: ЛВР и БР) всей ядерно-энергетической системы с замкнутым ядерным топливным циклом представляется принципиально важным для обеспечения ее надежности и устойчивости. Многокомпонентность, наряду с возможностями реализации различных топливных схем в реакторах, создает широ­кие возможности маневра в структуре ядерного топливного цикла, которые могут в приемлемые временные периоды компенсировать возможные неудачи технологии или отклонение реального развития от намеченного сценария (т.е. компенсировать возможные риски).


Замыкание ядерного топливного цикла позволяет наилучшим образом выпол­нить базовые принципы устойчивого развития:

• снижать эффективные времена жизни радионуклидов в системе;
  
• увеличивать нейтронный потенциал системы;
  
• обеспечить потребности общества в различных радионуклидах;
  
• решить проблему окончательной изоляции РАО;
  
• постепенно снизить добычу урана (тория) примерно до 1 тонны на
  1 ГВт*год электроэнергии.
  

Начиная с 2025 года, предполагается формирование в России структуры замк­нутого ядерного топливного цикла, использующего плутоний (уран-233) для реак­торов на тепловых и быстрых нейтронах. Необходимо к 2030 году разработать тех­нологию обращения с РАО с учетом возможности использования ряда изотопов в интересах народного хозяйства, методы обращения и использования минорных ак­тинидов, методы долговременной надежной изоляции РАО или их окончательного захоронения.

За шестьдесят лет мировым реакторным сообществом (начало было положено в США, но лидерство по результату, безусловно, принадлежит России и Франции) был разработан и реализован тип реактора, обеспечивающий линию развития, ох­лаждаемых натрием, реакторов на быстрых нейтронах, которые сейчас наиболее подготовлены к коммерциализции.

Ближайшие задачи развития этого направления в России:

• сооружение АЭС с реактором БН-800 и структур его топливного цикла с
  целью практической демонстрации замыкания топливного цикла быстрого реакто­
  ра с активной зоной на основе МОКС-топлива;
  
• разработка инновационного проекта быстрого реактора БН-1200 с расши­
  ренным воспроизводством топлива и сооружение демонстрационных образцов или
  малой серии таких быстрых реакторов, начиная с 2018-2020 годов, с последова­
  тельной модернизацией этих реакторов в направлении создания серийного бридера
  с заданными параметрами топливного цикла (2025-2030 гг.);
  
• разработка и промышленная реализация эффективных технологий замкну­
  того топливного цикла переработки ОЯТ, фабрикации топлива из рециклируемых
  продуктов переработки, обращения с РАО, включая их фракционирование, иммо­
  билизацию и окончательную изоляцию.
  

РАЗВИТИЕ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ В МИРЕ


На овременном этапе развития атомной энергетики в ядерном сообществе сформировалось определенное мнение о необходимости перехода на новую технологическую платформу основой которой является замкнутый топливный цикл с быстрым реактором.

При этом масштабы и время перехода на замкнутый топливный цикл в каждой из стран определяются балансом ядерного топлива и энергетическими потребностями. В странах с развитой атомной энергией и отсутствием потребности в быстром развитии (Франция, Япония, Корея, США) переход на коммерческое I пользование быстрых реакторов планируется ближе к середине XXI столетия. Для стран с развивающейся атомной энергетикой (Индия, Китай, Россия) внедрен замкнутого топливного цикла с быстрыми реакторами актуально уже сейчас.

Утверждается, что к настоящему времени реально готова к коммерциализации только технология быстрых натриевых реакторов. Декларируется, что использование других теплоносителей (тяжелые жидкие металлы, газ, пар) может повысить безопасность и улучшить технико-экономические характеристики быстрых реакторов. Однако только после получения положительных результатов НИОКР, сооружения экспериментальных и демонстрационных установок и успешной их эксплуатации можно будет говорить о появлении реальных альтернативных технологий.


РАЗВИТИЕ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ В РОССИИ


Работы по реакторам на быстрых нейтронах в СССР были инициированы в ФЭИ А.И. Лейпунским, который очень много сделал для проведения принципи­альных НИР по этому направлению и переходу к созданию энергетических реакто­ров. В 1955 г. был введён в действие быстрый реактор нулевой мощности БР-1, в 1956 г. - БР-2 мощностью 100 кВт с охлаждением ртутью, а в 1959 г. на месте БР-2 был запущен реактор БР-5 мощностью 5 МВт, охлаждаемый натрием. Натрий был признан наилучшим выбором среди всех теплоносителей по совокупности свойств, удовлетворяющих требованиям технологии быстрых реакторов (это относится ко всем странам, развивающим быстрые реакторы). Эксплуатация реактора БР-10 по­зволила получить начальные сведения по технологии быстрых реакторов, работо­способности твэлов с различными видами топлива (диоксид урана и плутония, кар­бид и нитрид урана) в зависимости от условий эксплуатации. С 2002 г. начался процесс вывода БР-10 из эксплуатации.

Реактор БОР-60 с паротурбинной установкой представлял собой следующую ступень в освоении технологии быстрых натриевых реакторов. На нём проводился большой объём исследований, включая испытания твэлов с различными видами топлива, твэлов с оболочками из перспективных материалов до глубоких выгора­ний, изучение проблем трансмутации и выжигания минорных актинидов, испыта­ния различных конструкций ПГ и отработку систем автоматической защиты ПГ при межконтурных течах, исследования переноса продуктов деления и коррозии по контурам РУ. Эксплуатация реактора продолжается сверх проектного срока служ­бы 30 лет с вероятным её продлением до 2015 г.

В настоящее время разрабатывается проект исследовательского быстрого ре­актора МБИР мощностью 100 МВт с расширенными возможностями в проведении широкого спектра исследований. Планируемый срок окончания строительства -2019г.

Опыт, полученный в процессе разработки, строительства и эксплуатации ре­акторов БР-5/10 и БОР-60, позволил приступить в начале 1960-х гг. к созданию опытно-промышленного реактора БН-350. Эксплуатация реактора в течение 25 лет (проектный срок 20 лет) позволила получить ценный опыт для учёта в разработке реакторов БН-600 и БН-800, поскольку масштаб оборудования, а в ряде случаев и конструкция оборудования соответствовали реакторам энергетического уровня и масштаба.

Более совершенные решения реализованы в РУ БН-600. Основное из них -интегральная компоновка, то есть размещение оборудования первого контура в едином баке - корпусе реактора. Проект РУ БН-600 оказался весьма успешным, не­смотря на большое количество новых решений. В апреле 2010 г. реактор полно­стью отработал проектный срок службы 30 лет с достижением коэффициента ис­пользования установленной мощности (КИУМ), близкого к 0,8. По показателям надёжности и безопасности реактор БН-600 оказался конкурентоспособным с серийными тепловыми реакторами. В настоящее время на реакторе БН-600 заверша­ются работы по модернизации с целью повышения безопасности - создаётся спе­циальная система отвода остаточных энерговыделений для управления запроект-ной аварией.

Разработка и реализация РУ БН-350 и БН-600 позволили создать мощную экспериментальную базу, эффективную проектно-конструкторскую, производст­венную и эксплуатационную инфраструктуру, что явилось основой для дальнейше­го развития технологии БН.


В настоящее время активно ведутся работы по сооружению реактора 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 КИУМ в БН-800 до 0,85. Введенные усовершенствования позволили довести проект БН-800 по уровню безопасности до требований, предъявляемых к перспективным ядерным энерго­блокам. В 2011 г. будет изготовлено основное оборудование энергоблока. Пуск ре­актора запланирован на 2014 г. Сооружение реактора БН-800 позволит проверить эффективность новых технических решений, а также обеспечить переход к созда­нию серийного быстрого реактора БН-1200 и промышленной инфраструктуры замкнутого топливного цикла.

Разработка реактора БН-1200 базируется на максимально возможном исполь­зовании технических решений, реализованных в проектах БН-350, БН-600, БН-800. Вместе с тем будут применены и новые технические решения, которые повысят безопасность, экономичность энергоблока и эффективность топливоиспользования. При разработке проекта значительное внимание уделено нейтрализации негатив­ных свойств натрия и усилению свойств самозащищённости установки. Требова­ния к целевым экономическим показателям БН-1200 направлены на достижение конкурентоспособности с серийными ВВЭР по стоимости производства электро­энергии.

Работы по созданию быстрых натриевых реакторов ведутся в нашей стране более пятидесяти лет. За это время выполнен огромный объём НИОКР:

• созданы методики и программы расчёта физических и теплогидравлических
  характеристик с необходимой базой исходных данных (ФЭИ, ИАЭ, НИИАР и др.);
  
• изучены особенности натриевого теплоносителя на стендах ФЭИ и отрабо­
  тана технология поддержания и контроля его качества на реакторах БОР-60
  (НИИАР), БН-350 (МАЭК) и БН-600 (БАЭС), разработаны способы нейтрализации
  негативных последствий, связанных с течами натрия (ФЭИ, СПб АЭП, ВНИПИЭТ,
  ОКБМ, ОКБ ГП);
  
• изучены основные физические особенности быстрых реакторов путём про­
  ведения исследований на стендах ФЭИ и реакторах БР-5/10, БОР-60, БН-350,
  БН-600;
  
• отработаны конструкции основного оборудования реакторных установок и
  системы перегрузки топлива на основе проведения стендовых испытаний в ОКБМ
  
• и ОКБ ГП (по ПГ) и опыта эксплуатации реакторов БН-350 (МАЭК) и БН-600 (БАЭС);
  
• разработаны конструкционные материалы и методы сварки, обеспечиваю­
  щие длительный срок службы оборудования РУ БН (ЦНИИ КМ «Прометей»), соз­
  даны нормы расчёта на прочность (ЦНИИ КМ «Прометей», ОКБМ с участием дру­
  гих предприятий);
  
• разработана надёжная конструкция твэлов с оксидным урановым и оксид­
  ным уран-плутониевым топливом, отработана технология изготовления топлива,
  созданы конструкционные материалы активной зоны, обеспечивающие выгорание
  топлива более 10% т.а. (ВНИИНМ с участием других предприятий);
  
• созданы приборы контроля параметров натрия (НИИ Теплоприбор, НПО
  «Луч», г.Подольск, НИИ НПО «Луч», г. Протвино, ФЭИ);
  
• созданы подвески с ионизационными камерами для контроля мощности ре­
  актора (»);НПЦ «Элегия
  

• изучены вопросы обеспечения радиационной безопасности АЭС с учётом
  специфики быстрых натриевых реакторов путём расчётных исследований и прове­
  дения исследований на реакторах БР-5/10, БОР-60, БН-350, БН-600 (ФЭИ, ОКБМ,
  СПб АЭП).
  

Развитие технологии реакторов на быстрых нейтронах потребовало длитель­ного времени и больших финансовых затрат. Пройден путь от создания исследова­тельских реакторов малой мощности до крупных промышленных энергоблоков. Завершение строительства БН-800 и разработка проекта реактора БН-1200 откроют путь к серийному вводу в эксплуатацию быстрых натриевых реакторов и созданию инфраструктуры замкнутого ядерного топливного цикла.


Конструкция реакторной установки БН-600





Макет реактора БН-600 Белоярской АЭС с вырезанными секторами для удобства обзора.

Компоновка реакторной установки интегральная (бакового типа): активная зона, насосы, промежуточные теплообменники и биологическая защита размещены в корпусе реактора. Теплоноситель первого контура движется внутри корпуса реактора по трем параллельным петлям, каждая из которых включает два теплообменника и циркуляционный центробежный насос погружного типа с двухсторонним всасыванием. Насосы снабжены обратными клапанами. Циркуляция натрия в каждой петле промежуточного контура осуществляется центробежным насосом погружного типа с односторонним всасыванием. Активная зона и зона воспроизводства смонтированы в напорной камере, где расход теплоносителя распределяется по топливным сборкам соответственно их тепловыделению. Активная зона по торцам и периметру окружена экранами — зоной воспроизводства, состоящей из сборок, заполненных двуокисью обеднённого урана.

Корпус реактора представляет собой бак цилиндрической формы с эллиптическим днищем и конической верхней частью. Корпус через опорное кольцо установлен на катковые опоры фундамента. Внутри корпуса помещена металлоконструкция коробчатого типа — опорный пояс, на котором укреплена напорная камера с активной зоной, зоной воспроизводства и хранилищем, а также внутрикорпусная биологическая защита.

Три насоса первого контура и шесть промежуточных теплообменников смонтированы в цилиндрических стаканах, установленных на опорном поясе. В верхней части корпус имеет соответственно шесть отверстий для установки теплообменников и три отверстия — для насосов. Компенсация разности температурных перемещений между стаканами теплообменников и насосов, а также между корпусом и страховочным кожухом обеспечивается сильфонными компенсаторами. Стенки бака имеют принудительное охлаждение «холодным» натрием из напорной камеры. Биологическая защита состоит из цилиндрических стальных экранов, стальных болванок и труб с графитовым заполнителем. Бак реактора заключён в страховочный кожух. Верхняя часть корпуса служит опорой для поворотной пробки и поворотной колонны, обеспечивающих наведение механизма перегрузки на топливную сборку. Одновременно поворотная пробка и поворотная колонна служит биологической защитой.

Топливные сборки загружают и выгружают комплексом механизмов, куда входят: два механизма перегрузки, установленные на поворотной колонне; два элеватора (загрузки и выгрузки); механизм передачи поворотного типа, размещенный в герметичном боксе.

Паротурбинная часть выполнена из трех серийных турбин обычной теплоэнергетики мощностью по 200 МВт каждая, с начальными параметрами пара 13,0 МПа и 500 °C и промежуточным перегревом пара.


Продление ресурса


8 апреля 2010 года исполнилось 30 лет работы энергоблока БН-600. Действующий энергоблок Белоярской атомной станции БН-600 был остановлен 28 марта 2010 года. Как сообщает пресс-служба атомной электростанции – это плановое мероприятие, необходимое для проведения перегрузки топлива, инспекции и модернизации оборудования.

За 2,5 месяца на энергоблоке БН-600 предстоит выполнить плановые регламентные работы по техобслуживанию и ремонту оборудования и большой комплекс мероприятий по программе продления расчётного срока эксплуатации. В помощь специалистам Белоярской АЭС прибыли свыше 400 ремонтников из подрядных организаций.

В апреле-июне 2010 года на энергоблоке БН-600 будут производилась: замена модулей парогенераторов и пароводяной арматуры, ремонт одного из главных циркуляционных насосов и паровой турбины, повышение сейсмостойкости энергетического оборудования, модернизация ряда технологических систем.


ЗАДАЧИ ТОПЛИВООБЕСПЕЧЕНИЯ БЫСТРЫХ НАТРИЕВЫХ РЕАКТОРОВ


Своевременный ввод в эксплуатацию перспективных реакторов типа БН тре­бует создания производственных мощностей, обеспечивающих изготовление твэлов с соответствующими параметрами. До сроков пуска новых и расширения су­ществующих производственных мощностей необходимо решить следующие ос­новные задачи:

• создание конструкционных материалов для тепловыделяющих сборок,
  обеспечивающих высокое выгорание ядерного топлива,
  
• разработка технологий изготовления конструкционных материалов, топли­
  ва и твэлов нового поколения;
  
• обоснование работоспособности твэлов на проектные параметры, разработ­
  ка технических проектов твэлов.