Каспийский оберег: как создавалась первая в мире АЭС с реактором на быстрых нейтронах

В середине прошлого века руководство страны приняло решение о сооружении на Мангышлакском полуострове атомного реактора для обеспечения опресненной водой и электроэнергией предприятий города Шевченко. Реактор получил название БН‑250, с 1965 года — ​БН‑350. Запущенное в 1972 году производство стало первой атомной опреснительной установкой в мире, а Мангышлакский энергозавод (он же Шевченковская АЭС) — ​первой в мире атомной станцией с реактором на быстрых нейтронах.

В 1960 году в обнинском Физико-энергетическом институте подготовили техническое задание на разработку проекта установки с реактором на быстрых нейтронах и натриевым теплоносителем тепловой мощностью 1000 МВт. Для проекта БН была выбрана петлевая компоновка, при которой основное оборудование контура располагалось в отдельных корпусах, соединенных между собой трубопроводами, и трехконтурная схема теплоотвода: натрий-натрий-пар/вода.

Разработку установки поручили ОКБ Горьковского машзавода (ОКБМ), в апреле 1960 года для проектирования реактора на быстрых нейтронах там был создан специализированный отдел «М».

ОКБ «Гидропресс» отвечало за разработку теплообменников натрий-натрий и парогенераторов. Генеральным проектантом реакторной установки стал ВНИПИЭТ.

25 августа 1960 года вышло постановление Совета Министров СССР, а неделю спустя и приказ отраслевого министра о разработке промышленного двухцелевого атомного реактора на быстрых нейтронах тепловой мощностью 1000 МВт.

На морском побережье

Для строительства новой АЭС выбрали площадку на полуострове Мангышлак — ​в 3,5 км от побережья Каспийского моря. В состав АЭС входил реактор БН‑250, ТЭЦ и опреснительная установка. АЭС была рассчитана на электрическую мощность 150 МВт и производство 120 тыс. м3 пресной воды в сутки. Все это вместе именовалось Мангышлакским энергозаводом (он же Шевченковская АЭС, он же Мангышлакский атомный энергокомбинат).

Планировалось, что реактор без переделки активной зоны сможет работать в различных режимах с использованием в качестве горючего урана‑235 и плутония, однако затем от использования плутония отказались.

Параметры Мангышлакской АЭС выбирались с определенной осторожностью, гарантирующей безопасную работу установки. Вместе с тем на нее возлагалось решение ряда задач, нацеленных на улучшение будущих, более мощных реакторов: увеличение глубины выгорания, энергонапряженности, температуры теплоносителя, экспериментальная отработка твэлов…

Одно из преимуществ жидкометаллического теплоносителя — ​возможность использования паротурбинных установок обычной теплоэнергетики, так как в связи с высокой температурой теплоносителя давление и температура пара перед турбиной могут быть существенно выше, чем для турбины на АЭС с водным теплоносителем. С этой точки зрения параметры пара для АЭС с БН‑250 могли быть выбраны существенно более высокими. Однако важно было получать большое количество опресненной морской воды для промышленности и бытовых нужд, а также для теплоснабжения города Шевченко. Это привело к необходимости использовать противодавленческие турбины из числа выпускаемых турбостроительными заводами, что и определило заниженные параметры пара для АЭС с БН‑250.

По проекту, перегретый пар, вырабатываемый шестью парогенераторными установками, поступал в общий паропровод, а из него на три турбины мощностью по 50 МВт. Таким образом, АЭС с БН‑250 стала трехцелевой электростанцией, которая решает вопросы снабжения электроэнергией, теплом и дистиллятом.

Особенности проекта

Защита технического проекта БН‑250 состоялась в 1964 году. По проекту основные узлы реактора были расположены в баке переменного диаметра, заполненном натрием (около 165 м3). Охлаждающий натрий температурой 300 °C по шести напорным трубопроводам поступал снизу бака в напорный коллектор. Проходя через реактор, натрий нагревался до температуры около 500 °C, после чего откачивался из бака насосами через теплообменники. Камера напорного коллектора была снабжена решетками, в которых крепились кассеты с топливными элементами.

Активная зона состояла из 211 центральных кассет. Еще 500 периферийных кассет из двуокиси обедненного урана образовывали боковую зону воспроизводства. Объем активной зоны составлял около 2 м3 при энергонапряженности 500 кВт/л. Диаметр активной зоны — ​1,5 м, высота — ​1,06 м, при этом максимальная скорость натрия в активной зоне не превышала 10 м/с. Конструкция реактора позволяла увеличивать или уменьшать размеры активной зоны.

Первый контур установки включал в себя шесть автономных петель циркуляции теплоносителя, пять из которых работали в номинальном режиме, а шестая находилась в резерве. В состав каждой петли входили вынесенные за пределы корпуса реактора промежуточные теплообменники и установленные на холодной части петли главные циркуляционные насосы первого контура с баком слива протечек. Любая петля первого контура могла быть отсечена от бака реактора с помощью двух запорных задвижек, расположенных на напорной и сливной ветках основного трубопровода. Трубопроводы на участках от реактора до задвижек заключили в страховочные кожухи. На напорной ветке каждой петли первого контура имелся обратный клапан, блокирующий расход натрия через петлю при остановке насоса.

Система управления и защиты реактора состояла из двух борных стержней автоматического регулирования, трех борных стержней аварийной защиты, одного борного стержня компенсации реактивности и шести компенсирующих пакетов.

С первым паром

Строительство реакторного здания началось в 1964 году. В качестве материала биологической защиты вне реактора использовали железорудный концентрат, графит, сталь, бетон.

Корпус реактора представлял собой сварную крупногабаритную конструкцию высотой 12 м и диаметром около 6 м с коническим днищем, его собирали на специальном стапеле рядом со зданием АЭС. Сборка завершилась в октябре 1968 года.

На начало 1971 года были смонтированы корпуса насосов, теплообменников, парогенераторов. К маю 1972 года ввели в эксплуатацию вспомогательные системы, обеспечивающие работу основных контуров установки: натрий-калиевая система охлаждения холодных ловушек первого и второго контуров, системы электрообогрева оборудования и трубопроводов и охлаждения биологической защиты реактора.

28 ноября 1972 года в 15:00 была зарегистрирована цепная реакция, реактор был выведен в надкритическое состояние и заглушен.

29 ноября 1972 года состоялся официальный физический пуск БН‑350, а 16 июля 1973 года — ​энергопуск. Реактор был выведен на мощность 203 МВт, пар был направлен на турбогенератор № 5 ТЭЦ‑2, выданы первые киловатты электрического тока в энергетическую систему полуострова Мангышлак.

Дело — ​в трубе

В период пусковых работ и первый период освоения установки наблюдались неполадки, отказы некоторых узлов и элементов. Причиной части из них был недостаток опыта эксплуатационного персонала и наладчиков. Причиной других — не всегда правильная оценка проектантами и конструкторами реальных условий эксплуатации, влияния масштабного фактора, а также просто ошибки. Например, неправильная оценка температурного режима оборудования приводила к осаждению натриевых паров в узких зазорах. А это, в свою очередь, вызывало затруднения при пуске главного циркуляционного насоса (ГЦН) первого контура после длительной стоянки или при вращении поворотных пробок реактора. Но персоналу удавалось оперативно определять причины отказов и устранять неполадки.

На первых этапах эксплуатации уровень мощности РУ БН‑350 ограничивали из-за неудовлетворительной работы парогенераторов, а впоследствии ​еще и по условиям обеспечения надежного расхолаживания. После проведения экспериментов по аварийному расхолаживанию реактора при потере системного энергоснабжения было установлено, что нормальное протекание процесса обеспечивается с уровня мощности 750 МВт. В дальнейшем этот уровень мощности реактора не превышали.

За 10 лет эксплуатации не было ни одного случая утечки натрия в первом контуре, во втором были зафиксированы две течи объемом не более 20 л. Единственный крупный дефект проявился в неоднократном нарушении межконтурной плотности в парогенераторах, которое впервые было обнаружено в сентябре 1973 года. Основная причина инцидентов — ​низкое качество изготовления и сварки нижних концевых деталей теплопередающих труб. После окончания ремонта поврежденных парогенераторов в 1975 году мощность реактора была увеличена до 520 МВт, в марте 1976 года — ​до 650 МВт, а в сентябре 1980 года — ​до 700 МВт (тепл.), что обеспечивало электрическую мощность 125 МВт и ежесуточное производство 85 тыс. т дистиллята.

Коэффициент использования времени реакторной установки к 1977 году составил 86 %.

В мае 1980 года один проектный парогенератор был заменен на новый микромодульный парогенератор конструкции и производства ЧССР. В июне 1982 года заменили и второй.

В процессе эксплуатации было зафиксировано значительное количество негерметичных твэлов первой загрузки по выходу газообразных продуктов деления. Хотя их число и не превышало проектных величин, это создавало определенные трудности при ремонтных работах.

Жертва разоружения

Реактор БН‑350 продемонстрировал простоту и надежность эксплуатации. Он, как никакой другой, оказался устойчивым в управлении в связи с большим отрицательным коэффициентом реактивности при подъеме мощности. Эксплуатационный персонал вмешивался в работу реактора, как правило, не чаще одного раза в сутки для компенсации эффекта реактивности, связанного с выгоранием топлива.

Мангышлакская АЭС с БН‑350 стала первой в мире установкой с энергетическим реактором на быстрых нейтронах. Опыт ее создания, сооружения, наладки и эксплуатации в дальнейшем позволил понять и решить многие проблемы АЭС с реакторами типа БН.

В июле 1993 года закончился проектный срок службы реактора, определенный в 20 лет. После этого ежегодное продление срока эксплуатации установки проводили на основе анализа фактического состояния основного оборудования и систем, определения их остаточного ресурса и при необходимости замены элементов с выработанным ресурсом.

На реакторе БН‑350 была обоснована возможность использования быстрых реакторов, наряду с выработкой электрической энергии и опреснением морской воды, для эффективного выжигания наиболее потенциально опасной части радиоактивных отходов атомной энергетики — ​долгоживущих актиноидов. Для этого в БН‑350 были испытаны 16 сборок со смешанным уран-плутониевым топливом и 10 — ​с металлическим. Результаты испытаний оказались положительными. Тем самым была доказана возможность радикального решения проблемы сжигания и захоронения радиоактивных отходов атомной энергетики.

За время эксплуатации БН‑350 не произошло ни одного ядерного или радиационного инцидента. Однако на реакторе потенциально можно было нарабатывать оружейный плутоний‑239, и именно этот фактор стал решающим при закрытии проекта в 1997 году. Казахстан к этому моменту выдвинул ряд антиядерных инициатив, и руководство страны приняло принципиальное решение остановить реактор.

Постановлением правительства Республики Казахстан реактор БН‑350 был снят с эксплуатации 22 апреля 1999 года. После остановки реактора был разработан план первоочередных мероприятий по выводу его из эксплуатации, состоящий из пяти частей. Первая — ​обращение с топливом, вторая — ​с жидкими радиоактивными отходами, третья — ​с твердыми радиоактивными отходами, четвертая — ​обращение с натрием первого и второго контуров и последняя — ​поддержание здания и сооружений в исправном состоянии.

При подготовке использованы материалы из архива газеты «Атомпресса», электронной библиотеки «История «Росатома» (elib.biblioatom.ru) и других открытых источников. Если вы были участником описываемых событий, знаете интересные факты о создании реакторов или обнаружили неточность в статье, напишите автору по адресу atom‑55@mail.ru