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.

bn13

География размещения быстрых реакторов в мире

Работы АО "ОКБМ Африкантов" в области быстрых реакторов были начаты в 1960 г. проектированием первого опытно-промышленного энергетического реактора БН-350 в г. Шевченко (ныне г. Актау, Республика Казахстан). Энергопуск реактора состоялся в 1973 г., завершение эксплуатации - 1999 г.

Разработка реактора БН-350 велась на основе опыта создания и эксплуатации экспериментального реактора БР-5, сооружённого в 1959 г. на территории Физико-энергетического институте (ФЭИ, г. Обнинск Калужской обл.), и опыта разработки исследовательского реактора БОР-60, введённого в строй в НИИАР (г. Мелекесс, ныне г. Димитровград Ульяновской обл.). Разработки всех энергетических реакторов проводились под научным руководством ФЭИ.

Эксплуатация энергоблока БН-350 подтвердила надёжность и безопасность быстрых натриевых реакторов большой мощности. Длительная работа реактора позволила собрать обширную информацию по работоспособности активной зоны, оборудования и систем безопасности, что обеспечило надёжную базу для разработки последующих проектов быстрых натриевых реакторов.

Ключевой установкой, демонстрирующей достигнутые результаты и возможности дальнейшего усовершенствования реакторов на быстрых нейтронах, является энергоблок с реактором БН-600 электрической мощностью 600 МВт (энергоблок №3 Белоярской АЭС, г. Заречный Свердловской обл.).

В этом проекте было принято принципиальное решение по переходу от петлевой компоновки первого контура к интегральной, в которой всё оборудование первого контура размещается внутри корпуса реактора, что позволило повысить его безопасность и надёжность работы. Энергопуск энергоблока №3 состоялся в апреле 1980 г.

БН-600 единственный в мире быстрый реактор промышленного уровня мощности, который успешно эксплуатируется длительное время в коммерческом режиме.

bn14

Центральный зал БН-600 на Белоярской АЭС

В течение длительного периода эксплуатации коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) энергоблока поддерживается на стабильно высоком уровне – в диапазоне 75 – 80%. Внеплановые потери составляют менее 2,2%. 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.

В процессе эксплуатации энергоблок №3 демонстрирует высокие эксплуатационные показатели и тем самым успешно решает поставленную задачу — обоснование надежности и безопасности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем на промышленном уровне. БН-600 трижды признавался лучшим среди энергоблоков страны по показателям надежности и безопасности.

В апреле 2010 г. реактор полностью отработал проектный срок службы 30 лет. Конструкция РУ сохранила достаточную работоспособность, что позволило получить лицензию на продление срока эксплуатации на 10 лет с перспективой дальнейшего увеличения.

АО «ОКБМ Африкантов», являясь главным конструктором реактора БН-600, сопровождает его эксплуатацию на Белоярской АЭС, решая совместно с БАЭС и другими организациями вопросы обеспечения его надежной и безопасной работы на протяжении всего жизненного цикла.

Основываясь на опыте проектирования реактора БН-600, в 1983 г. предприятием был подготовлен проект усовершенствованного реактора БН-800 для энергоблока электрической мощностью 880 МВт. 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 улучшения технико-экономических показателей и дальнейшего повышения уровня безопасности. Так, практически в тех же габаритах корпуса реактора БН-600, тепловая мощность увеличена на 42% и, соответственно, электрическая мощность доведена до 880 МВт.

В проекте БН-800 принят ряд новых технических решений, обеспечивающих повышение уровня безопасности реакторной установки. Введённые усовершенствования позволили довести проект БН-800 по уровню безопасности до требований, предъявляемых к перспективным ядерным энергоблокам поколения 3+.

Значительно улучшены и экономические показатели энергоблока по сравнению с БН-600. Это достигнуто за счёт того, что мощность реактора увеличена в 1,4 раза без изменения диаметра корпуса, а также в связи с применением в проекте одной турбомашины вместо трёх в БН-600. Переход на одну турбоустановку, наряду со снижением удельной стоимости энергоблока, обеспечивает также повышение КИУМ, ориентировочно до 85%.

Работы по сооружению БН-800 были возобновлены в 2006 г., а в 2015 г. состоялся его энергопуск. АО «ОКБМ Африкантов», благодаря накопленному опыту и созданной производственной базе, обеспечивало организацию изготовления и поставки всего оборудования при сооружении энергоблока, выполняя функцию комплектного поставщика, при этом значительная часть оборудования была изготовлена на самом предприятии.

bn15 bn16 bn17

2010 г.

bn18

2014 г.

Этапы строительства БН-800

БН-800 призван обеспечить окончательную отработку элементов замкнутого ядерно-топливного цикла для перехода к новой технологической платформе. Это позволит:

  • вовлечь в полезный производственный цикл неиспользуемый сегодня изотоп U-238, составляющий основную часть природного урана, и таким образом многократно увеличить топливную базу атомной энергетики;
  • повторно использовать отработавшее ядерное топливо других АЭС с реакторами на тепловых нейтронах;
  • минимизировать радиоактивные отходы, «дожигая» из них долгоживущие изотопы.

28 января 2016 г. энергоблок был выведен на мощность 50% от номинального уровня. При достижении проектной мощности и переходе на промышленную эксплуатацию, что запланировано в 2016 г., БН-800 станет самым мощным в мире действующим энергетическим реактором на быстрых нейтронах.

Разработка и реализация проектов БН-350, БН-600 и БН-800 позволили создать эффективную проектно-конструкторскую и производственную инфраструктуру, которая явилась базой для дальнейшего развития технологии БН.

В настоящее время АО «ОКБМ Африкантов» является главным конструктором реакторной установки БН-1200, обеспечивает координацию необходимых НИОКР, включая определение оптимальных проектных решений по энергоблоку.

В 2016 г. будут завершены разработка технического проекта реакторной установки и выполнение программы научно-исследовательских и конструкторских работ, а также разработка материалов проекта энергоблока.

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

БН-1200 призван достичь экономических показателей, которые обеспечат его конкурентоспособность по сравнению с серийными ВВЭР, сопоставимыми по уровню мощности.

Эволюция основных технических характеристик реакторов БН, по мере разработки их проектов и накопления опыта эксплуатации, представлена в нижеследующей таблице.

Реактор БН-350 БН-600 БН-800 БН-1200
Вид компоновки петлевая интегральная интегральная интегральная
Вид топлива Двуокись урана (UO2) Двуокись урана (UO2) Двуокись урана и плутония
(UPuO2)
Двуокись урана и плутония /Нитрид урана и плутония (UPuO2/UPuN)
Номинальная тепловая мощность, МВт 750 1470 2100 2800
Электрическая мощность, брутто, МВт До 150* 600 880 1220

*Кроме выработки электроэнергии, установка с реактором БН-350 обеспечивала опреснение морской воды

АО "ОКБМ Африкантов" активно участвует в международном сотрудничестве по быстрым реакторам. Предприятие является разработчиком технических решений проекта китайского экспериментального реактора на быстрых нейтронах CEFR, введённого в строй в 2011 г., и главным подрядчиком по изготовлению основного оборудования реактора, из других зарубежных стран наиболее тесное сотрудничество имеется с Францией.

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 АО "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. АО "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:

- АО "ОКБМ Африкантов", НИЦ "Курчатовский институт", АО "ВНИИНМ", АО "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 АО «ОКБМ Африкантов» разрабатывал механизм разгрузки топлива.

Далее, начиная с 1948 г., АО «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 АО «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.

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

klt vebСудовые 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 АО "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 АО "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

altРеакторы для атомных станций малой и средней мощности

На основе опыта создания и эксплуатации судовых и корабельных реакторов в АО «ОКБМ Африкантов» разработан ряд проектов реакторных установок для автономных атомных энергоисточников малой мощности в диапазоне от 6 до 100 МВт(эл.): АБВ-6Э, 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-6Э 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 АО «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

Корабельные ядерные реакторные установки