Известно, что атомная энергетика, основанная на «тепловых» ядерных реакторах, используемых на ныне действующих и строящихся АЭС, неизбежно столкнется в обозримом будущем с ресурсными ограничениями по причине низкой эффективности использования природного урана. Поэтому долговременная стратегия развития атомной энергетики предполагает достаточно широкое использование ядерных реакторов на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством вторичного ядерного топлива – плутония и замкнутым топливным циклом.

В настоящее время в мире имеется практический опыт по созданию «быстрых» реакторов только с натриевым теплоносителем. Наилучшие результаты по реакторам этого типа достигнуты в нашей стране. Единственный действующий сейчас в мире энергетический «быстрый» реактор – это российский БН-600, работающий с 1980г. в составе 3-го энергоблока Белоярской АЭС мощностью 600 МВт(эл). По уровню эксплуатационной надежности он не уступает освоенным энергетическим реакторам других типов, а по безопасности превосходит их. На этом реакторе надежно решены вопросы пожарной безопасности натриевых систем, отработаны технологии ремонта и замены натриевого оборудования, включая крупногабаритное. Ведутся работы по продлению срока службы реактора до 45 лет и увеличению выгорания топлива свыше достигнутого 70 МВт·сут./кг. Проводимые в настоящее время исследования с целью решения этих задач имеют большое значение для обоснования конкурентоспособности перспективных реакторов этого типа.

Следующим этапом в развитии технологии реакторов на быстрых нейтронах является создание реактора БН-800, строительство которого ведется в настоящее время в составе 4-го энергоблока Белоярской АЭС мощностью 880 МВт(эл). Реактор имеет высокий уровень референтности так как разработан на основе научно-технических решений, проверенных в процессе эксплуатации реактора БН-600. Введенные в проект усовершенствования обеспечивают существенное повышение уровня безопасности и экономичности энергоблока. В частности, проектом предусмотрен ряд инновационных решений по пассивным системам аварийной защиты и расхолаживания РУ, а также по локализации и охлаждению кориума внутри корпуса реактора в случае гипотетической аварии с расплавлением активной зоны.

В отличие от своего прототипа реактор БН-800 запроектирован для работы на уран-плутониевом топливе. Это позволит решать на нем такие принципиальные для инновационной атомной энергетики задачи, как: технологическое освоение замкнутого топливного цикла с переработкой отработавшего топлива и рециклом актинидов; освоение высокоплотного уран-плутониевого топлива с целью повышения коэффициента воспроизводства ядерного топлива в перспективных быстрых реакторах; натурные испытания компонентов перспективных БН и т.д. Важно, что этот инновационный по сути реактор целиком создается силами российской промышленности.

С целью дальнейшего развития технологии быстрых реакторов ведется проектирование усовершенствованного реактора БН-К для серийного коммерческого строительства. Проработки показали возможность существенного улучшения технико-экономических характеристик энергоблока с реактором БН-К за счет повышения его единичной мощности и применения новых технических решений, позволяющих снизить удельную металлоемкость реакторной установки и исключить ряд технологических систем. Имеются и возможности для существенного улучшения экономичности топливного цикла, в первую очередь путем повышения глубины выгорания оксидного топлива до ~ 120 МВт·сут./кг. Решение этой задачи связывается с освоением новых радиационностойких сталей для оболочек твэлов, определенный задел по которым имеется.

Большое внимание в проекте уделяется мерам повышения эксплуатационных показателей: КИУМ и срока службы реактора и отдельного оборудования. Возможность достижения высокого КИУМ реакторов этого типа продемонстрирована надежной работой БН-600, имеющего в последние годы этот показатель на уровне 77 %. Учитывая, что заметный вклад в длительность плановых остановов БН-600 вносит ремонт трех турбогенераторов энергоблока, можно полагать, что для реактора БН-800 с одним турбогенератором станет возможным достижение КИУМ на уровне 85 %.

Дальнейшее повышение КИУМ при переходе к коммерческому энергоблоку связано с увеличением длительности интервала работы между перегрузками реактора. С этой целью в проекте БН-К предусматривается снижение энергонапряженности активной зоны. В сочетании с увеличением коэффициента внутреннего воспроизводства ядерного топлива это обеспечивает возможность перехода на одну перегрузку реактора в год и достижение КИУМ на уровне 90%. В реакторе БН-К, с учетом снижения потока нейтронов на внутриреакторные конструкции, можно рассчитывать на срок службы до 60 лет. Основанием для этого является также уникально низкая коррозионная активность натриевого теплоносителя, что подтверждено длительной эксплуатацией экспериментальных быстрых реакторов БОР-60 и БР-10.

К настоящему времени выполнены проектные проработки и оптимизационные исследования энергоблока с реактором БН-К мощностью от 1200 до 1800 МВт(э) [2]. Эти проработки подтверждают возможность получения в реакторах типа БН технико-экономических показателей, сравнимых с показателями альтернативных энергоблоков на ядерном и органическом топливе. Увеличение единичной мощности энергоблока до 1800 МВт(э) обеспечивает наименьшие удельные капитальные затраты. С учетом реальной возможности выбора площадок для размещения АЭС, в качестве базового для первой серии коммерческих энергоблоков с реакторами БН рекомендуется энергоблок мощностью 1200 МВт(э) с унифицированным турбогенератором проекта АЭС-2006 (рис.1). Характеристики такого энергоблока показаны в табл.1 в сравнении с показателями БН-600 и БН-800.

Таблица 1. Эволюция технико-экономических показателей реакторных установок типа БН