Применение в реакторе БН-800 уран-плутониевого топлива позволяет не только использовать запасы
, но и утилизировать
оружейный плутоний
, а также «сжигать» долгоживущие
изотопы
актиноидов
из облучённого топлива тепловых реакторов.
Единственный действующий реактор данного типа находится на
энергоблоке
№ 4
Белоярской АЭС
в
Свердловской области
. Запуск реактора состоялся 10 декабря 2015 года
, промышленная эксплуатация производится с 1 ноября 2016 года
. Электрическая мощность — 880
МВт
.
Кроме своего основного (производственного) назначения, первый действующий реактор БН-800 имеет большое экспериментальное значение — на нём производится окончательная отработка технологии реакторов данного типа
, которые предстоит применить в реакторе
БН-1200
. Хотя реакторы на быстрых нейтронах позиционируются как перспективные
, до 2035 года планируется построить и ввести в строй единственный реактор БН-1200 — в составе всё той же Белоярской АЭС
.
Содержание
История разработки проекта
Проект энергоблока БН-800 был разработан ещё в 1983 году как типовой и предполагал реализацию сразу на нескольких атомных станциях (Белоярской и
Южноуральской
). Позднее он дважды пересматривался:
1993 год — в соответствии с новой нормативной документацией по безопасности.
В конце 1990-х годов, согласно «Программе развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998—2005 годы и на период до 2010 года», все ещё предусматривалось сооружение и ввод в эксплуатацию энергоблоков с реакторами типа БН-800 на двух вышеупомянутых станциях
. Однако, в итоге, строительство
Южно-Уральской АЭС
так и не возобновилось, и проект энергоблока с реактором типа БН-800, со значительной задержкой, был реализован только на Белоярской АЭС. В сентябре 2022 года реактор БН-800 блока № 4 Белоярской АЭС впервые был выведен на полную мощность, будучи полностью загружен оксидным уран-плутониевым
МОКС-топливом
.
В 1994 году проект энергоблока БН-800 прошёл все необходимые экспертизы и согласования, в том числе независимую экспертизу комиссии Свердловской области.
В итоге, 26 января 1997 года была получена лицензия
Госатомнадзора
России № ГН-02-101-0007 на сооружение блока № 4 Белоярской АЭС с реакторной установкой БН-800.
Разогрев реактора для заправки жидкометаллическим теплоносителем начался 25 декабря 2013 года
.
Набор минимальной критической массы и вывод на минимальную контролируемую мощность цепной реакции произошли в конце июня 2014 года
. Энергетический пуск планировался на октябрь 2014 года
, но был отложен из-за неготовности проектных сборок МОКС-топлива
:
Исходно БН-800 планировали пускать на
МОКС-топливе
(кстати, как и БН-600 в своё время). Но производства этого топлива не было, его нужно было создавать. И в 2010 году уже стало ясно, что когда нужно будет загружать топливо в реактор, готово оно не будет. Тогда перед конструктором поставили срочную задачу: заменить проектную МОКС-зону на смешанную, где часть сборок будет содержать урановое топливо. И конструктор был вынужден принимать решения в условиях нехватки времени и с учётом всех требований, которые необходимо было соблюсти… Решения эти были связаны главным образом с распределением потока натрия — применили дроссельное устройство, которое вкручивалось снизу в топливную сборку. Как оказалось, это устройство при наших расходах натрия надёжно работать не может: там такие нагрузки, что оно просто-напросто вывинчивается и выпадает. Естественно, это касается только той части сборок (их чуть больше сотни из общего количества в тысячу штук), которые пошли под замену штатных… Теперь нужно исправлять их недостатки, заменять ненадёжные части.
—
Директор Белоярской АЭС Михаил Баканов
После модификации активной зоны (повторный) физический пуск состоялся в конце июля 2015 года
.
25 ноября 2015 на энергоблоке № 4 Белоярской АЭС, с реактором БН-800, впервые был выработан пар, с помощью которого было произведено пробное прокручивание турбины по штатной тепловой схеме
.
10 декабря 2015, в 21:21 по местному времени (19:21 мск), энергоблок с реактором БН-800 включён в энергосистему Урала
.
На 2018 год энергоблок работает на номинальном уровне мощности
.
В сентябре 2022 года реактор блока № 4 впервые был выведен на полную мощность, будучи полностью загружен инновационным смешанным оксидным уран-плутониевым МОКС-топливом
.
Отработка в реальных условиях эксплуатации новых видов оборудования и усовершенствованных технических решений, введённых для повышения показателей экономичности, надёжности и безопасности.
Разработка инновационных технологий для будущих реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем: испытания и аттестация перспективного топлива и конструкционных материалов, демонстрация технологии выжигания
минорных актинидов
и трансмутации долгоживущих продуктов деления, составляющих наиболее опасную часть радиоактивных отходов атомной энергетики.
Формирование экологически чистого «замкнутого» ядерного топливного цикла.
Более чем 50-кратное увеличение использования добываемого природного урана, и обеспечение атомной энергетики России топливом на длительную перспективу за счёт своего воспроизводства.
Утилизация отработанного ядерного топлива с АЭС на тепловых нейтронах.
Утилизация радиоактивных отходов путём вовлечения в полезный производственный цикл отвального урана и плутония.
Энергообеспечение развития экономики Свердловской области.
До октября 2016 года — выполнение обязательств по утилизации оружейного плутония в рамках
соглашения
. (Выполнение обязательств приостановлено на основании Федерального закона от 31.10.2016 N 381-ФЗ)
Награды
В октябре 2016 года старейший американский журнал по энергетике «
» присудил четвёртому энергоблоку Белоярской АЭС с реактором БН-800 премию «Power Awards» за 2016
в номинации «Лучшие станции»
.
При награждении было отмечено, что данный энергоблок:
является самым мощным в мире реактором-размножителем на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем
является универсальным устройством, пригодным для производства электроэнергии, утилизации плутония, утилизации отработанного ядерного топлива с АЭС на тепловых нейтронах, производства изотопов
играет решающую роль в формировании экологически чистого «замкнутого» ядерного топливного цикла, увеличении объёмов производства ядерного топлива, увеличении мощности АЭС и сокращении ядерных отходов
Безопасность реакторов типа БН, в частности БН-800
По своим физико-техническим свойствам (низкое — близкое к атмосферному — рабочее давление натриевого теплоносителя, большие запасы до температуры кипения, относительно небольшой запас реактивности на выгорание, большая теплоёмкость натрия и др.) быстрые реакторы с натриевым теплоносителем имеют высокий уровень внутренне присущей безопасности. Это качество убедительно продемонстрировано в процессе длительной эксплуатации предшествующего реактора
БН-600
.
Принят целый ряд новых решений:
они основываются на пассивных принципах. Это означает, что эффективность не зависит от надёжности срабатывания вспомогательных систем и действий человека.
ещё одно преимущество натриевого теплоносителя — низкая коррозионная активность по отношению к используемым в реакторе конструкционным материалам. Поэтому ресурс натриевого оборудования большой, а количество образующихся в таком реакторе радиоактивных продуктов коррозии намного меньше, чем в других типах реакторов.
натрий связывает радиоактивный йод в нелетучий
иодид натрия
, и он не выделяется в окружающую среду. При эксплуатации установок типа БН образуется незначительное количество радиоактивных отходов.
Использование натрия в качестве теплоносителя требует решения следующих задач:
чистота натрия, используемого в БН. Большие проблемы вызывают примеси кислорода из-за участия кислорода в массопереносе железа и коррозии компонентов;
натрий является очень активным химическим элементом. Он горит в воздухе. Горящий натрий образует дым, который может вызвать повреждение оборудования и приборов. Проблема усложняется в случае, если дым натрия радиоактивен. Горячий натрий в контакте с бетоном может реагировать с компонентами бетона и выделять водород, который в свою очередь взрывоопасен.
возможность реакций натрия с водой и органическими материалами, что важно для надёжности конструкции парогенератора, в котором теплота с натриевого теплоносителя передаётся в водный.
По состоянию на январь 2019 года прямое сравнение реактора БН-800 с другими реакторами на быстрых нейтронах невозможно в силу отсутствия других действующих или строящихся реакторов на быстрых нейтронах. На сегодняшний момент в мире строятся только
водо-водяные реакторы
, в России строятся только реакторы проекта
ВВЭР-1200
(реакторы этого типа меньшей мощности неконкурентны).
стоимость 1 кВт установленной мощности в 1,4 раза больше, чем на
Нововоронежской АЭС 2-1
с
ВВЭР-1200
(
капитальные затраты при сооружении энергоблоков БН-800
и ВВЭР-1200 примерно равны, а номинальная мощность отличается в 1,4 раза. Данный недостаток будет нивелирован строительством
БН-1200
)
низкий
КИУМ
— 78 %
(
вместе c БН-600
) против ~90 %
срок службы 40 лет против 60 лет
Стоимость строительства водо-водяных реакторов иностранного дизайна
в несколько раз превышает стоимость строительства БН-800
, поэтому стоимость БН-800 в сравнении с ними является преимуществом.