Реакторные установки Печать


Меню раздела:

В этом разделе доступны для скачивания буклеты по реакторным установкам

 

 Ядерные реакторы на быстрых нейтронах

В структуре крупномасштабной атомной энергетики будущего доминирующая роль отводится реакторам на быстрых нейтронах с замкнутым топливным циклом. Они позволяют почти в 100 раз повысить эффективность использования естественного урана и, тем самым, снять ограничения на развитие атомной энергетики со стороны природных ресурсов ядерного топлива.

Работы ОАО "ОКБМ Африкантов" в области быстрых реакторов были начаты в 1960 г. проектированием первого опытно-промышленного энергетического реактора БН-350. Этот реактор был пущен в 1973 г. и успешно эксплуатировался до 1998 г.

alt

Реакторный (центральный) зал БН-600

В 1980 г. на Белоярской АЭС в составе энергоблока №3 был введен в строй следующий, более мощный энергетический реактор БН-600 (600 МВт(э)), который продолжает надежно работать до настоящего времени, являясь самым крупным из действующих реакторов этого типа в мире. В апреле 2010 г. реактор полностью отработал проектный срок службы 30 лет с высокими показателями надежности и безопасности. В течение длительного периода эксплуатации КИУМ энергоблока поддерживается на стабильно высоком уровне - около 80%. Внеплановые потери менее 1,5%.

alt

Реактор на быстрых нейтронах БН-800 (вертикальный разрез)

За последние 10 лет эксплуатации энергоблока не было ни одного случая аварийного останова реактора.

Выход долгоживущих газоаэрозольных радионуклидов в окружающую среду отсутствует. Выход инертных радиоактивных газов в настоящее время пренебрежимо мал и составляет <1% от допустимого по санитарным нормам.

Эксплуатация реактора убедительно продемонстрировала  надежность проектных мер по предотвращению и локализации течей натрия.

По показателям надёжности и безопасности реактор БН-600 оказался конкурентоспособным с серийными тепловыми реакторами на тепловых нейтронах (ВВЭР).

В 1983 г. на базе БН-600 предприятием был разработан проект усовершенствованного реактора БН-800 для энергоблока мощностью 880 МВт(э). В 1984 г. были начаты работы по сооружению двух реакторов БН-800 на Белоярской и новой Южно-Уральской АЭС. Последующая задержка сооружения этих реакторов была использована для доработки проекта с целью дальнейшего повышения его безопасности и улучшения технико-экономических показателей. Работы по сооружению БН-800 были возобновлены в 2006 г. на Белоярской АЭС (4-й энергоблок) и должны быть завершены в 2014 г.

Перед строящимся реактором БН-800 поставлены следующие важные задачи:

  • Обеспечение эксплуатации на MOX-топливе.
  • Экспериментальная демонстрация ключевых компонентов закрытого топливного цикла.
  • Отработка в реальных условиях эксплуатации новых видов оборудования и усовершенствованных технических решений, введенных для повышения показателей экономичности, надежности 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.

alt

Вид строительной площадки IV энергоблока БАЭС (май 2010 г.).

 

В ОАО "ОКБМ Африкантов" ведётся разработка проекта усовершенствованного коммерческого реактора БН-1200 мощностью 1220 МВт.


alt
Реактор БН-1200 (вертикальный разрез)

Планируется следующая программа реализации этого проекта:

  • 2010…2016 гг. – разработка техпроекта реакторной установки и выполнение программы НИОКР.
  • 2020 г. – ввод в действие головного энергоблока на МОХ- топливе и организация его централизованного производства.
  • 2023…2030 гг. – ввод в эксплуатацию серии энергоблоков суммарной мощностью около 11 ГВт.

Наряду с решениями, подтвержденными положительным опытом эксплуатации БН-600 и заложенными в проект БН-800, в проекте БН-1200 используются новые решения, направленные на  дальнейшее улучшение технико-экономических показателей и повышение безопасности.

По технико-экономическим показателям:

  • повышение коэффициента использования установленной мощности с планируемой величины 0,85 для БН-800 до 0,9;
  • поэтапное повышение выгорания МОХ-топлива с достигнутого уровня в экспериментальных ТВС 11,8 % т.а. до уровня 20 % т.а. (среднее выгорание ~140 МВт сут/кг);
  • увеличение коэффициента воспроизводства до ~1,2 на уран-плутониевом оксидном топливе и до ~1.45 на смешанном нитридном топливе;
  • снижение удельных показателей  металлоёмкости в ~1,7 раза по сравнению с БН-800
  • увеличение срока службы реактора с 45 лет (БН-800) до 60 лет.

По безопасности:

  • вероятность тяжёлого повреждения активной зоны должна быть на порядок меньше требований нормативных документов;
  • санитарно-защитная зона должна находиться в границах площадки АЭС для любых проектных аварий;
  • граница зоны защитных мероприятий должна совпадать с границей площадки АЭС для тяжёлых  запроектных аварий,  вероятность реализации которых не превышает 10-7 на реактор/год.

Оптимальное сочетание референтных  и новых решений и возможность расширенного  воспроизводства топлива позволяют отнести данный проект к ядерным технологиям IV поколения.

ОАО  "ОКБМ Африкантов" активно участвует в международном сотрудничестве по быстрым реакторам. Оно являлось разработчиком проекта китайского экспериментального реактора на быстрых нейтронах CEFR и главным подрядчиком по изготовлению основного оборудования реактора, участвовало в осуществлении физического и энергетического пусков реактора в 2011 г. и оказывает помощь в освоении его мощности. В настоящее время идет подготовка межправительственного соглашения о сооружении в КНР демонстрационного быстрого реактора с натриевым теплоносителем (CDFR) на базе проекта БН-800 с участием ОКБМ и других предприятий Госкорпорации "Росатом".

См. также: Белоярская АЭС и "быстрые" реакторы БН

 

 Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы

ВТГР - источники тепла с уникально высокой температурой теплоносителя - до 1000°С, поэтому их использование позволяет значительно расширить сферу экономически эффективного применения ядерной энергии.

В 1970-1990-е годы ОАО "ОКБМ Африкантов" совместно с РНЦ "Курчатовский институт" разработан ряд проектов ВТГР различного назначения и уровня мощности: пилотная атомная станция для комбинированой выработки технологического тепла и электроэнергии в паротурбинном цикле ВГ-400, реакторная установка с прямым газотурбинным циклом преобразования энергии ВГ-400ГТ, модульный реактор для производства технологического тепла с температурой около 900°С и электроэнергии ВГМ, атомная станция для энергоснабжения типового нефтеперерабатывающего комбината ВГМ-П. На предприятии создана крупная научно-исследовательская и экспериментальная база, выполнен значительный объем НИР и ОКР в обоснование разрабатываемых проектов ВТГР. С 1995 г. ОАО "ОКБМ Африкантов" участвует в международном инновационном проекте ГТ-МГР.

alt
Реакторный модуль ГТ-МГР:
слева - блок преобразования энергии,
справа - реактор

 Международный проект ГТ-МГР

К середине 1990-х годов достижения в технологии газовых турбин, электромагнитных подшипников, высокоэффективного теплообменного оборудования сделали реальной разработку инновационного проекта гелиевого ВТГР с газовой турбомашиной для прямого преобразования энергии с КПД около 50% (цикл Брайтона). Эта концепция легла в основу Международного проекта ГТ-МГР (Gas Turbine - Modular Helium Cooled Reactor (GT-MHR)). В 2002 г. завершена разработка эскизного проекта модуля ГТ-МГР. Ведётся комплекс ОКР по блоку преобразования энергии и ядерному топливу. Энергоблок ГТ-МГР обеспечивает:

  • производство электроэнергии с высоким КПД и минимальным тепловым и радиационным воздействием на окружающую среду;
  • высокую конкурентоспособность, малые сроки сооружения и минимальный инвестиционный риск;
  • гибкий топливный цикл с возможностью использования различных видов ядерного топлива (урана, плутония, тория);
  • основу разработки реакторов нового поколения для производства высокопотенциального тепла, используемого в промышленных процессах, включая производство водорода из воды (проект МГР-Т);
  • исключение возможности использования выгружаемого топлива для создания ядерного оружия (обеспечение международного режима нераспространения).

Основными участниками проекта являются:

- ОАО "ОКБМ Африкантов", НИЦ "Курчатовский институт", ОАО "ВНИИНМ", ОАО "ГИ "ВНИПИЭТ", ФГУП "НИИ НПО "Луч" (Россия)
- Госкорпорация "Росатом"/Департамент энергетики США

На базе проекта ГТ-МГР выполнены проработки по проекту РУ МГР-Т для комбинированной выработки высокопотенциального тепла для нужд водородного производства и электроэнергии в прямом газотурбинном цикле.

Установки ГТ-МГР и МГР-Т по своим техническим характеристикам, уровню безопасности и экономичности соответствуют требованиям, предъявляемым к перспективным реакторным технологиям XXI века, сформулированным Президентом России на Саммите Тысячелетия в ООН в сентябре 2000 г. Работы в этом направлении продолжаются.

См. также: Высокотемпературные ядерные реакторы и водородная энергетика

 

 Промышленные ядерные реакторы. Исследовательские установки

altРазработка промышленных реакторов была вызвана потребностями в специальных ядерных оружейных материалах: плутонии и тритии для реализации программы производства атомного оружия. Первый промышленный уран-графитовый реактор (ПУГР) "А" был создан и введен в эксплуатацию в 1948 году на «ПО «Маяк» (г.Озерск, Челябинской обл.). Для него ОАО «ОКБМ Африкантов» разрабатывал механизм разгрузки топлива.

Далее, начиная с 1948 г., ОАО «ОКБМ Африкантов», уже как Главный конструктор, разрабатывает серию проектов промышленных реакторов - ПУГР и тяжеловодных (ТВР). В 1950-х и в начале 1960-х годов по этим проектам на предприятиях в г.г. Северск, Железногорск и Озерск было построено 5 ПУГР и 2 ТВР. В этот же период были спроектированы и введены в эксплуатацию 3 экспериментальных ТВР - по одному в ФГУП «ГНЦ РФ - ИТЭФ» (г. Москва) и в атомных исследовательских центрах Югославии и Китая.

В 1960-х годах ОАО «ОКБМ Африкантов» были разработаны проекты более совершенных ПУГР нового поколения, которые наряду с производством оружейного плутония обеспечивали выработку электрической энергии и тепла для промышленных и гражданских объектов, став одними из первых атомных ТЭЦ в мире. Всего было построено 4 таких реактора. В настоящее время все промышленные уран-графитовые реакторы остановлены.

В соответствии с существующими межправительственными соглашениями между США и Россией в последнее время наработка оружейного плутония не осуществлялась. Однако отсутствие в Железногорске и Томске достаточных энергетических мощностей требовало продолжения эксплуатации реакторов АДЭ-2,  АДЭ-4 и АДЭ-5.

Работа по продлению срока эксплуатации и повышению безопасности этих трех реакторов планомерно проводилась начиная с 1984 года. Реализованные мероприятия были в первую очередь направлены на повышение надежности и эффективности СУЗ, систем аварийного расхолаживания и электроснабжения реакторов, совершенствование технических мер по стабилизации графитовой кладки, повышение теплотехнической надежности реакторов, оптимизацию загрузки и подъема их мощности.

Выполненные мероприятия, хорошая организация работы, высокая квалификация и инициатива работников комбината позволили обеспечить эксплуатацию ПУГР АДЭ-2,  АДЭ-4 и АДЭ-5 в течение срока, превышающего проектный более чем в два раза. Продолжительность эксплуатации этих реакторов является уникальной за всю историю существования атомной энергетики. По существу они являются одними из немногих полигонов для отработки технологий повышения безопасности и управления ресурсом, востребованных в атомной энергетике. В настоящее время ведутся уникальные работы по выводу ПУГР из эксплуатации.

Качественно новым шагом в развитии тяжеловодного направления стало создание в 1988 г. усовершенствованного тяжеловодного реактора Л-2 взамен выведенных из эксплуатации 3-х ранее построенных промышленных ТВР. При этом успешно решена задача по переводу его в коммерческий режим работы с организацией крупномасштабного производства радиоактивных изотопов производственного, медицинского и научного назначения для удовлетворения потребностей внутреннего и мирового рынков.

ОАО «ОКБМ Африкантов» активно участвует в разработке инновационных реакторных технологий. В 1993-2004 г.г. выполнен проект, изготовлено и поставлено заказчику - ФГУП «ГНЦ РФ ИТЭФ» - оборудование для сооружения экспериментального подкритического реактора "Генератор нейтронов электроядерный", на котором будет отрабатываться технология ведения электроядерных процессов с целью последующего создания для атомной энергетики будущего нового направления реакторов подкритических электроядерных.

alt

Электроядерный генератор нейтронов, принципиальная схема
И - инжектор, НЧУ, ОЧУ - резонаторы ускорителя, ОС - облучательная станция

 

Опыт, накопленный ОАО «ОКБМ Африкантов» более чем за полувековой период работы в области технологий промышленных реакторов, широко используется при создании реакторных установок различного типа и назначения.

 

alt Судовые ядерные реакторные установки

Россия - единственная страна в мире, обладающая флотом гражданских атомных судов. Ледоколы с ядерными энергетическими установками вот уже полвека успешно работают в Арктике, обеспечивая надёжную и безопасную проводку транспортных судов на всех участках Северного Морского пути.

Проект реакторной установки для гражданского судна - первого атомного ледокола "Ленин" - был разработан на предприятии в 1955 г., а с 1959 г. началась арктическая навигация этого ледокола, продолжавшаяся вплоть до 1989 г. Ледоколом было проведено во льдах 3700 судов и подтверждена высокая эффективность использования ядерной энергии на судах ледокольного флота.

Успешная эксплуатация первого атомного ледокола положила начало развитию новой отрасли - атомного судостроения. В период 1975-2006 гг. в стране было построено ещё 8 атомных ледоколов ("Арктика", "Сибирь", "Россия", "Советский Союз", "Таймыр", "Вайгач", "Ямал", "50 лет Победы") и океанский лихтеровоз-контейнеровоз усиленного ледового класса "Севморпуть".

Для них в ОАО "ОКБМ Африкантов" были разработаны 3 модификации реакторных установок (ОК-900А, КЛТ-40, КЛТ-40М). Весь комплекс систем и оборудования этих установок создавался и сдавался в эксплуатацию с участием специалистов предприятия. Они же обеспечивают авторский надзор за эксплуатацией энергоустановок ледокольных судов.

alt

 

Развитие российского атомного ледокольного флота продолжается. В ОАО "ОКБМ Африкантов" создаются проекты реакторов нового поколения для перспективных атомных ледоколов. В настоящее время завершена разработка технического проекта реакторной установки для универсального двухосадочного ледокола, серия которых после 2015 года заменит и линейные ледоколы, и ледоколы с ограниченной осадкой, которые к этому времени выработают свой ресурс.

См. также: Универсальный атомный ледокол нового поколения

 

 Корабельные ядерные реакторные установки

 

 

 

alt Реакторы для атомных станций малой и средней мощности

На основе опыта создания и эксплуатации судовых и корабельных реакторов в ОАО «ОКБМ Африкантов» разработан ряд проектов реакторных установок для автономных атомных энергоисточников малой мощности в диапазоне от 6 до 100 МВт(эл): АБВ-6М, КЛТ-40С. Они предназначены для комплексного электро- и теплоснабжения (как бытового, так и промышленного) изолированных потребителей в удаленных районах, не имеющих централизованного энергоснабжения, с дорогим дальнепривозным топливом. В России это крупные населенные пункты и порты вдоль Северного Морского пути и побережья Дальнего Востока, месторождения полезных ископаемых, военные базы; за рубежом - прибрежные районы развивающихся стран. Обоснована целесообразность использования энергоисточников данного типа и для целей опреснения морской воды в регионах с дефицитом  пресной воды.
Наиболее готовые к реализации проекты энергоисточников малой мощности АБВ-6М и КЛТ-40С предполагают размещение атомной энергетической установки на суше и на несамоходных плавучих средствах.

alt

Такой «плавучий энергоблок» (ПЭБ) целиком создается на судостроительном предприятии с использованием освоенной технологии строительства атомных ледоколов и кораблей ВМФ. После комплексных испытаний и сдачи заказчику ПЭБ транспортируется к месту стоянки, где подключается к береговым сетям и начинает работать. Плавучее исполнение ПЭБ сводит к минимуму объемы и стоимость капитального строительства в районе размещения атомной станции. Заказчик получает экологически чистую электрическую и тепловую энергию, в то время как вопросы хранения радиоактивных отходов, квалифицированного обслуживания станции и снятия станции с эксплуатации после выработки технического ресурса решаются эксплуатирующей организацией с использованием существующей технологической базы атомного флота.

С целью практической демонстрации данной технологии ведутся работы по сооружению для тепло и электроснабжения г. Певек головного ПЭБ с реакторной установкой КЛТ-40С, прототипом которой является установка действующих атомных судов.

См. также: ПЭБ "Академик Ломоносов"

altДля обеспечения электроэнергией и потребностей в теплоснабжении коммунально-бытовых и промышленных объектов ряда регионов страны (в Европейской части, Урала, Сибири, Дальнего Востока) в ОАО «ОКБМ Африкантов» разработан проект реакторной установки средней мощности ВБЭР-300 с водо-водяным реактором блочного типа и развитыми системами пассивной безопасности.

Реакторная установка ВБЭР-300 оптимально сочетает в себе последние достижения в области судовых технологий, включая реакторный блок и герметичный первый контур с традиционными для атомной энергетики (ВВЭР-1000) решениями по активной зоне, и топливному циклу. В проекте выполняются все принципиальные требования безопасности, надежности и экономичности, предъявляемые к перспективным атомным станциям нового поколения.

Заложенные в проекте принципы компоновки реакторного блока позволяют обеспечить минимальные масштабы отчуждения земель при строительстве стационарных энергоисточников.
Важной особенностью РУ ВБЭР-300 является возможность создания на ее базе ряда АС различной мощности от 100 до 600 МВт (эл.) при использовании унифицированных решений по основному оборудованию. Это улучшает экономические показатели энергоблоков, уменьшает затраты на их сооружение и эксплуатацию.

См. также:  Региональная атомная энергетика