От БН-600 к замыканию ядерного топливного цикла. Интервью Бориса Васильева.

От БН-600 к замыканию ядерного топливного цикла. Интервью Бориса Васильева.

18 января состоялось вручение премии Правительства РФ в области науки и техники. В числе отмеченных – работа «Повышение эффективности эксплуатации и радиационной безопасности реакторной установки БН-600, использование полученного опыта для перспективных проектов реакторных установок на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем». Руководитель работы, главный конструктор активных зон БН ОКБМ Африкантов Борис Васильев раскрыл подробности большого проекта.

– Борис Александрович, расскажите об исследованиях, за которые коллектив во главе с вами получил премию.

– В последние годы в СМИ, освещающих события атомной отрасли, много говорится о лидерстве России в области реакторов на быстрых нейтронах. В значительной мере это утверждение связывается с тем, что только в нашей стране действуют энергетические реакторы этого типа – БН-600 и БН-800 на Белоярской АЭС.

Реактор БН-600 был введен в строй в 1980 году и успешно работает уже в течение 37 лет. Реактор БН-800 введен в промышленную эксплуатацию в 2016 году. Опыт БН-600 является уникальным как по длительности, так и по эффективности эксплуатации реакторной установки и служит основой для дальнейшего развития технологии реакторов БН.

Успешность работы БН-600 в первую очередь определяется надежностью его конструкции, разработанной еще в 1970-е годы. Но эффективность и безопасность реактора были обеспечены еще и благодаря исследованиям и усовершенствованиям проекта, выполненным в процессе эксплуатации. Наша работа как раз и посвящена этим исследованиям и совершенствованиям. Они проводились по нескольким направлениям: активная зона и ядерное топливо, радиационная безопасность, парогенераторы натрий – вода и продление срока эксплуатации реактора.

– Расскажите о соавторах работы. Какие предприятия, институты они представляют?

– В работе принимали участие специалисты шести организаций. Головную организацию ОКБМ Африкантов представляли три специалиста. Олег Виленский отвечал за обоснование прочности и работоспособности конструкций реактора при продлении срока его эксплуатации. Сергей Осипов – за исследования в области в области радиационной безопасности.

Основное творческое направление моей работы – совершенствование активной зоны, увеличение выгорания ядерного топлива. Вместе с тем, как главный конструктор реакторных установок БН, с 2000 по 2016 год принимал участие в организации и выполнении других исследований.

От АО «ГНЦ РФ-ФЭИ им А.И. Лейпунского» в работе участвовали Александр Цикунов и Владимир Поплавский. Цикунов занимался изучением радиационной безопасности. Поплавский выполнял исследовательскую работу по парогенераторам и ряду других направлений. Владимир Михайлович был заместителем директора ФЭИ по исследованиям в области быстрых реакторов в течение 20 лет и внес большой вклад в их развитие. К глубокому сожалению, звание лауреата ему присвоено посмертно.

Владимир Денисов из АО «ОКБ Гидропресс» проводил исследования и занимался разработкой в обоснование надежной, длительной эксплуатации парогенераторов.

Андрей Целищев из АО «ВНИИНМ им. академика А.А. Бочвара» разрабатывал конструкционные материалы для ядерного топлива.

От ФГУП «ЦНИИ конструкционных материалов «Прометей» в работе участвовал Борис Марголин. Он занимался материаловедением и разрабатывал методологию для анализа прочности конструкций реактора при длительной эксплуатации.

Белоярскую АЭС представляли Олег Потапов и Владимир Чуев. Потапов организовывал работу по всем направлениям исследований и усовершенствований. Область работы Чуева – исследования в обоснование увеличения выгорания ядерного топлива.

– В чем заключаются основные результаты исследований?

– Постараюсь кратко охарактеризовать каждое направление. Значительный объем исследований был выполнен по усовершенствованию активной зоны с целью повышения эффективности использования ядерного топлива. Эта эффективность определяется двумя основными, связанными между собой факторами: глубиной выгорания и длительностью работы топлива (длительностью топливной кампании). Следует отметить, что в условиях эксплуатации реактора на быстрых нейтронах топливо находится под воздействием интенсивного облучения – потоки нейтронов более чем в 10 раз превышают потоки нейтронов в активных зонах ВВЭР. На момент пуска реактора БН-600 поведение топлива в этих условиях не было достаточно изучено. Тем не менее, уже на начальном этапе эксплуатации БН-600 было достигнуто среднее выгорание топлива ~ 42 МВт·сут/кг.

А благодаря работе, выполненной по этому направлению, среднее выгорание топлива (диоксида урана) в БН-600 удалось увеличить до 74 МВт·сут/кг. В реакторе типа ВВЭР этот параметр – на уровне 50 МВт·сут/кг. Определяющими были работы по оптимизации условий эксплуатации ядерного топлива и работы по совершенствованию радиационной стойкости конструкционных материалов чехлов ТВС и оболочек твэлов.

Другая часть работы была связана с радиационной безопасностью. Исследования по этому направлению в значительной мере были связаны также с активной зоной. Была создана эффективная система поиска и удаления из реактора ТВС с негерметичными твэлами. Для этого были предложены принципиально новые технические решения. Кроме того, проведен комплекс исследований по различным радиационным характеристикам реактора БН-600, имеющего конструкцию интегрального типа. Именно на такую конструкцию ориентированы перспективные проекты быстрых реакторов. В итоге было показано, что по радиационной безопасности реактор БН-600 превосходит реакторы других типов. Облучение персонала незначимо, радиационные выбросы минимальны, и в них отсутствует йод. Последнее, важное обстоятельство связано с тем, что этот, один из самых опасных радиоизотопов, связывается с натрием химически и всегда остается в реакторе.

В технологическом плане работоспособность быстрых реакторов типа БН в значительной мере определяется возможностью создания надежной конструкции парогенератора, в котором нагрев воды и получение пара нужных параметров обеспечивается за счет теплопередачи от натриевого теплоносителя. Для исключения выходов из строя парогенераторов из-за межконтурных течей в процессе эксплуатации была усовершенствована их конструкция, а также были определены и внедрены оптимальные режимы их работы.

В итоге в течение последних 25 лет межконтурных течей в парогенераторах БН-600 не было. Кроме того, в результате материаловедческих и расчетных исследований на 20-50% увеличен назначенный срок службы модулей парогенераторов.

И наконец, для обоснования продления срока эксплуатации реактора БН-600 был проведен комплекс материаловедческих исследований (в том числе на образцах из извлеченных элементов БН-600). Одновременно была разработана новая методология для расчета прочности конструкций реактора, при этом учитывались возможные дефекты, пропущенные при изготовлении.

В итоге была обоснована работоспособность реактора БН-600 в течение 45 лет эксплуатации, что на 15 лет выше проектного срока службы. В апреле 2010 года Ростехнадзором была выдана лицензия на продление срока эксплуатации реактора БН-600 на десять лет с перспективой дальнейшего продления еще на пять лет.

– Какое значение имеет проведенная работа для перспективных проектов реакторных установок типа БН?

– Полученный опыт эксплуатации реактора БН-600, результаты проведенных исследований имеют большое значение для недавно созданного реактора БН-800 и разрабатываемого БН-1200. Реактор БН-600 успешно отработал 37 лет с минимальными неплановыми потерями в коэффициенте использования установленной мощности, который был стабильно близок к 80%. Неплановые потери составляли в среднем 1-2% в год. Поэтому можно уверенно говорить о том, что основные технические решения, реализованные в конструкции реактора БН-600, могут использоваться для перспективных проектов. Что и реализовано в проектах БН-800 и БН-1200.

Большое значение для перспективных проектов имеют и все результаты проведенной работы. На основании исследований, выполненных при эксплуатации БН-600, в реакторах БН-800 и БН-1200 планируется среднее выгорание МОКС-топлива около 90 МВт·сут/кг. Возможность достижения глубокого выгорания МОКС-топлива, которое применено в проекте БН-800 и рассматривается для применения в БН-1200 наряду с более плотным нитридным топливом, продемонстрирована при испытаниях экспериментальных ТВС в реакторе БН-600. Исследования нитридного (СНУП) топлива также проводятся в БН-600 уже в течение нескольких лет.

Исследования по парогенераторам БН-600 позволили обосновать надежность и, вместе с тем, упростить и удешевить конструкцию парогенераторов для РУ БН-800 и особенно для РУ БН-1200.

А наиболее важным в экономическом плане является обоснование возможности и условий длительной эксплуатации реактора типа БН. Это связано с тем, что все АЭС характеризуются высокой капиталоемкостью, и в структуре затрат на выработку электроэнергии амортизационная часть дает наибольший вклад. Поэтому для распространенных в мире водяных реакторов на основе проведенных исследований устанавливается срок эксплуатации 60 лет и рассматривается возможность его увеличения
до 80 лет. Конечно же, это делается исходя из полученного опыта успешной длительной эксплуатации реакторов этого типа. По реакторам на быстрых нейтронах накоплен также достаточно большой опыт длительной работы. Но именно опыт исследований на БН-600 позволяет с достаточной степенью уверенности установить проектный срок службы 60 лет для реактора БН-1200 с учетом широкого применения в конструкции более жаропрочной стали. Рассматривается также возможность продления срока эксплуатации БН-600 и БН-800 свыше 45 лет. И такие исследования применительно к БН-600 уже начаты.

В целом результаты исследований, представленные в нашей работе, свидетельствуют о том, что в России создана научно-техническая основа для промышленного развития реакторов на быстрых нейтронах – их серийного сооружения на базе проекта БН-1200.

– В современных условиях наличие научной и технологической базы недостаточно – нужно, чтобы реакторы были конкурентоспособными.

– Конечно, нужно стремиться к обеспечению минимальных затрат на производство электроэнергии на АЭС. Задачей разработчиков является обеспечение удельных капитальных затрат на энергоблок БН-1200, не превышающих аналогичный показатель для лучших проектов АЭС с ВВЭР. По нашим оценкам и расчетам генерального проектировщика, с учетом выполненных усовершенствований проекта БН-1200 это обеспечивается. В части топливной составляющей стоимости вырабатываемой электроэнергии конкурентоспособность может быть обеспечена при достижении глубокого выгорания топлива. К настоящему времени уже обосновано достаточно глубокое выгорание МОКС-топлива. Имеются планы по дальнейшему увеличению достигаемого выгорания как МОКС, так и СНУП-топлива.

Кроме того, конкурентоспособность атомной энергетики в общем, без привязки к типу реакторов, в перспективе будет определяться и ее экологическими преимуществами – отсутствием углеродных выбросов и других масштабных загрязнений окружающей среды. Вместе с тем, следует иметь в виду и экологические проблемы самой атомной энергетики: накопление радиоактивных отходов и необходимость дальнейшего обращения с ними. И в этом отношении реакторы на быстрых нейтронах имеют преимущество – как известно, они обеспечивают возможность выжигания минорных актинидов, которые, соответственно, не будут переходить в разряд долгоживущих РАО. Сюда же можно отнести выжигание плутония, возможность его циклирования в составе топлива ректоров на тепловых нейтронах весьма ограничена.

– Можно сказать, что Вы оптимистично оцениваете будущее реакторов БН?

– Перспектива атомной энергетики в значительной мере зависит от того, когда и как будет организован переход к замкнутому топливному циклу с использованием реакторов на быстрых нейтронах, что в принципе необходимо в связи с ограничениями по сырьевой топливной базе при использовании реакторов на тепловых нейтронах. И только в нашей стране такой переход можно сделать достаточно быстро и эффективно, поскольку только в России имеется промышленно освоенная технология реакторов на быстрых нейтронах. И это технология реакторов БН.



Возврат к списку

Важное