RU
 

Реактор ВВЭР-1200

Флагманский продукт энергетического решения в составе интегрированного предложения Росатома – эволюционный реакторный дизайн ВВЭР-1200. Он был разработан на основе вариантов реактора ВВЭР-1000, которые строились для зарубежных заказчиков в 1990-е и 2000-е годы: АЭС «Бушер» (Иран), АЭС «Кунданкулам» (Индия), АЭС «Тяньвань» (Китай). Каждый параметр реактора постарались улучшить, а так же внедрить ряд дополнительных систем безопасности, позволяющих снизить вероятность выхода радиации при любых авариях и их сочетаниях за пределы герметичного реакторного отделения - контейнмента. В итоге ВВЭР-1200 отличается повышенной на 20% мощностью при сопоставимых с ВВЭР-1000 размерах оборудования, сроком службы в 60 лет, возможностью маневра мощностью в интересах энергосистемы, высоким КИУМ (90%), возможностью работать 18 месяцев без перегрузки топлива и другими улучшенными удельными показателями.
vver_1200.jpg
Научный руководитель проекта – РНЦ «Курчатовский институт» (г. Москва); разработчик - ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск), основной изготовитель – «Атоммаш» (г. Волгодонск). Проект предусматривает выгорание топлива до 70 МВт•сут/кгU. Сейсмика (SL-2) -  ≤ 0,3 g. В качестве опций возможно использование тихоходной турбины и маневренного блока (диапазон 100-50-100). Довольно много переделок коснулось внутренних элементов реактора (шахты, выгородки, блока защитных труб, датчиков и т.д.), как в целях  предотвращения различных аварий, так и для обеспечения 60-летнего срока службы. В перспективе возможно использование МОКС-топлива.
В технологии ВВЭР используется двухконтурная ядерная паропроизводящая корпусная установка с реактором на тепловых нейтронах, в котором теплоносителем и замедлителем является обычная вода под давлением. Конструкция включает в себя четыре петли охлаждения с парогенератором, главным циркуляционным насосом (ГЦН), компенсатор давления, сбросная и аварийная арматура на паропроводах, емкости системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) реактора. Таким образом, ВВЭР-1200 сочетает в себе надежность давно проверенных инженерных решений с комплексом активных и пассивных систем безопасности, доработанных с учетом «постфукусимских» требований.
Технические решения, используемые в ВВЭР-1200 - такие как бассейн выдержки отработанного топлива внутри контайнмента, фильтры на выходе из межоболочного вентилируемого пространства, уникальная «ловушка расплава» с жертвенным материалом, не имеющая аналогов пассивная система отвода тепла, - позволяют называть его реакторной установкой поколения III+. Интересны проектные решения системы САОЗ. Это емкости с холодной борной кислотой под давлением. В случае разрыва корпуса или трубопроводов они обеспечивают ввод борной кислоты в реактор, глуша его и обеспечивая охлаждение. Применение этой, а также других систем в комплексе гарантирует высокий уровень внутренней безопасности реакторной установки.
Первый энергоблок с реактором ВВЭР-1200 – энергоблок №6 Нововоронежской АЭС-2 - был включен в энергосистему России в августе 2016 года. Энергоблоки поколения III+ в настоящее время сооружаются в США, Франции и других странах, однако именно шестой энергоблок Нововоронежской АЭС стал первым в мире блоком последнего поколения, который вышел на этап физического пуска и опытно-промышленную эксплуатацию. Там же строится ещё один аналогичный блок. Использовать ВВЭР-1200 планируется также на строящейся Ленинградской АЭС-2 и на Белорусской АЭС (близ г. Островец Гродненской области). Генеральным подрядчиком сооружения всех этих новых энергоблоков является Группа компаний ASE.
Справочно:
В свое время идея реактора ВВЭР была предложена в Курчатовском институте С.М. Фейнбергом. Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году ОКБ «Гидропресс» приступило к его разработке. Научное руководство осуществляли И.В. Курчатов и А.П. Александров. Общее название реакторов этого типа в других странах — PWR, они являются основой мировой мирной ядерной энергетики. Первая станция с таким реактором была запущена в США в 1957 году (АЭС «Шиппингпорт»). Первый советский ВВЭР (модификации ВВЭР-210) был введен в эксплуатацию в 1964 году на энергоблоке №1 Нововоронежской АЭС. Первой зарубежной станцией с реактором ВВЭР стала введённая в работу в 1966 году АЭС «Райнсберг» (ГДР, позже – Федеративная республика Германия).

БН-800

БН-800 (от "быстрый натриевый") — реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем российского дизайна, сооруженный на энергоблоке №4 Белоярской АЭС (близ города Заречный Свердловской области). На нем планируется произвести окончательную отработку технологии реакторов на быстрых нейтронах, которая позволит в перспективе замкнуть ядерный топливный цикл.
Проект реактора БН-800 был в 1983-1993 годах разработан во ФГУП ГНЦ РФ-ФЭИ им. Лейпунского (г. Обнинск, Калужская обл.). В качестве предприятия-разработчика выступило АО «СПбАЭП» (ныне – предприятие Группы компаний ASE), конструктора - АО «ОКБМ им. Африкантова».  Электрическая мощность реактора составляет 880 МВт, тепловая мощность - 2100 МВт.
bn_800.jpg
Особенности энергоблока с БН-800 – это его самозащищённость от внешних и внутренних воздействий. В проекте предусмотрены пассивные средства воздействия на реактивность, системы аварийного расхолаживания через теплообменники, поддон для сбора расплавленного топлива. Важная характеристика - нулевой натриевый пустотный эффект реактивности. Все это обеспечивает минимальную вероятность аварии с расплавлением активной зоны и выделения плутония в топливном цикле при переработке облучённого ядерного топлива.
Задачи, которые ставятся в процессе эксплуатации реактора - экспериментальная демонстрация ключевых компонентов замкнутого топливного цикла, отработка в реальных условиях эксплуатации новых видов оборудования и усовершенствованных технических решений, введенных для повышения показателей экономичности, надежности и безопасности. В качестве топлива в БН-800 может использоваться как обычное (с оксидом урана), так и уран-плутониевое МОКС-топливо (смесь 235U и 239Pu). Применение в этом «быстром» реакторе уран-плутониевого топлива позволяет не только использовать запасы энергетического плутония, но и утилизировать оружейный плутоний, а также сжигать долгоживущие изотопы актиноиды из облучённого топлива тепловых реакторов. Это дает надежду на формирование в перспективе экологически чистого замкнутого ядерного топливного цикла.
Ввод в промышленную эксплуатацию БН-800 доказал, что Росатом сохранил компетенции в области практического опыта строительства и пуска быстрых реакторов. Надежная работа блока призвана способствовать обеспечению атомной энергетики России топливом на длительную перспективу за счёт воспроизводства, утилизации отработанного ядерного топлива с АЭС на тепловых нейтронах, а также утилизации радиоактивных отходов путём вовлечения в полезный производственный цикл отвального урана и плутония. В октябре 2016 года старейший американский журнал по энергетике POWER - одно из наиболее влиятельных и авторитетных международных профессиональных изданий в этой области - оценил эти перспективы и присудил четвёртому энергоблоку Белоярской АЭС премию Power Awards за 2016 год в номинации «Лучшие станции» (Top Plants). Было отмечено, что данный энергоблок является самым мощным в мире бридером (реактором-размножителем) на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем. В номинации "Лучшие станции" определяются наиболее перспективные и инновационные проекты, которые указывают вектор развития всей отрасли. Благодаря сооружению БН-800, как отмечают эксперты, Россия в настоящее время занимает первое место в мире в технологиях строительства "быстрых" реакторов.
Справочно:
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. При отклонении от нормального режима работы энергоблок останавливает ядерную реакцию сам, в силу естественных законов природы, даже если не получит команду от человека или автоматики. Сам корпус состоит из двух (основного и страховочного), вложенных друг в друга по принципу матрёшки. К тому же реактор имеет интегральную компоновку: всё оборудование первого контура, подвергающееся радиационному воздействию, заключено внутрь его корпуса.
Советский Союз был лидером в области строительства и эксплуатации "быстрых" энергетических реакторов промышленного уровня мощности. Первый в мире такой блок с реактором БН-350 установленной электрической мощностью 350 мегаватт был запущен в 1973 году на восточном побережье Каспийского моря в городе Шевченко (ныне Актау, Казахстан). Часть тепловой мощности реактора использовалась для выработки электроэнергии, остальная шла на опреснение морской воды. Этот энергоблок проработал до 1998 года, на пять лет дольше проектного срока. Опыт создания и эксплуатации этой установки позволил понять и решить многие задачи в области реакторов типа БН.
На Белоярской АЭС с 1980 года работает третий энергоблок станции с реактором БН-600 установленной электрической мощностью 600 мегаватт. До введения в эксплуатацию БН-800 это был единственный в мире энергоблок с реактором на быстрых нейтронах промышленного уровня мощности. Этот блок не только вырабатывает электроэнергию, но и служит уникальной базой для испытаний новых конструкционных материалов и ядерного топлива. БН-600 – единственный быстрый реактор энергетического уровня мощности в мире, который преодолел 35-летнюю планку и продолжает надёжно и безопасно работать.
В 1983 году было принято решение о строительстве в СССР сразу четырех атомных блоков с реактором БН-800. Но после Чернобыля началась стагнация советской атомной энергетики… Тем не менее лицензия Госатомнадзора РФ № ГН-02-101-0007 на сооружение блока №4 Белоярской АЭС с реакторной установкой БН-800 в январе 1997 года была получена. Строительство длилось долго. Набор минимальной критической массы и вывод на минимальную контролируемую мощность цепной реакции произошли в конце июня 2014 года. Энергетический пуск был произведен 10 декабря 2015 года. Промышленная эксплуатация началась 1 ноября 2016 года.
Энергоблок №4 Белоярской АЭС с реактором БН-800 должен стать прототипом более мощных блоков БН-1200, решение о целесообразности строительства которых примут на основе опыта эксплуатации БН-800. БН-1200 призван стать головным коммерческим энергоблоком для последующего серийного сооружения.  Отмечается, что металлоёмкость будущего энергоблока может быть снижена более чем в 1,5 раза по сравнению с БН-800, количество арматуры (задвижек) на основном оборудовании может - уменьшиться с 500 до 90 штук, а длина трубопроводов второго контура - сократиться на 30%.