Быстрый реактор БН-600: ускорение по-ельцински

В конце ноября 1962 года Александр Лейпунский на конференции по жидкометаллическим теплоносителям предложил увеличить мощность быстрого реактора БН‑250 в два раза. Так родилась идея создания БН‑600. Причем было решено сделать энергетическую установку по производству электроэнергии в чистом виде, без привязки к наработке плутония или опреснению морской воды. Новый реактор на Белоярской АЭС запустили в 1980-м. Срок его службы дважды продлевали, так что в этом юбилейном для отрасли году ветеран отмечает свою круглую дату — ​40 лет работы.

Идея Лейпунского заключалась в повышении температуры теплоносителя в 1,5 раза — ​с 200 до 300 °C. Соответственно, температура теплоносителя на выходе из активной зоны повышалась до 600 °C, а тепловая мощность реактора — ​с 1000 до 1500 МВт. Это позволяло на серийно выпускаемом оборудовании машзала вырабатывать 600 МВт (э).

В 1963 году Физико-энергетический институт выпустил первое техзадание на разработку проекта БН‑600, а правительство включило новый энергоблок в стратегию развития атомной энергетики СССР до 1980 года. После чего основные усилия разработчиков были связаны с проектом БН‑600. ФЭИ стал научным руководителем, ОКБМ — ​главным конструктором реакторной установки, «Гидропресс» — ​главным конструктором парогенераторов, ВНИИНМ — ​конструктором, технологом твэлов, ЛОАЭП — ​генеральным проектировщиком, НИИАР отвечал за реакторные исследования.

В 1965–1968 годы определились с основными решениями по проекту: за основу взяли интегральную баковую компоновку первого контура с размещением насосов и промежуточных теплообменников внутри корпуса реактора. Такое решение при сооружении крупной АЭС в нашей стране применили впервые. Вместо корпусного прямоточного парогенератора выбрали вариант секционно-модульного прямоточного парогенератора с использованием новых сталей. Кроме того, по настоянию ВНИИНМ температура натрия на выходе из реактора была снижена с 600 до 550 °C, температура острого и перегретого пара составила 505 °C при давлении 13,7 МПа, а линейную тепловую нагрузку оставили высокой — ​до 54 кВт/м.

Тонкости проекта

По проекту ОКБМ корпус реактора диаметром 12,8 м и высотой 12,5 м представлял собой бак цилиндрической формы с эллиптическим днищем и конической верхней крышкой. Цилиндрическая часть корпуса соединена с днищем путем сварки через переходное опорное кольцо, на котором установлен опорный пояс — ​основа несущей конструкции внутри корпуса реактора. На опорном поясе корпуса смонтировано все внутреннее оборудование: напорная камера с ТВС активной зоны, зоны воспроизводства и внутреннего хранилища ТВС, первичная радиационная защита, промежуточные теплообменники, главные циркуляционные насосы первого контура.

Корпус реактора заключен в страховочный кожух и размещен в бетонной шахте диаметром 15 м. В центре верхней части реактора установлено поворотное устройство, состоящее из большой и малой поворотных пробок, эксцентричных друг относительно друга. На малой поворотной пробке смонтирована колонна СУЗ, несущая исполнительные механизмы систем: управления и защиты, перегрузки тепловыделяющих сборок, контроля активной зоны.

Активная зона диаметром 2,05 м и высотой 0,75 м и зона воспроизводства набраны из шестигранных ТВС кассетного типа с размерами под ключ 96 мм. Активная зона состоит из 370 кассет с ядерным топливом и воспроизводящим материалом, образующим торцевые зоны воспроизводства, 27 стержней системы СУЗ и одной кассеты с фотонейтронным источником. Выравнивание тепловыделения по радиусу активной зоны осуществляется загрузкой кассет с различным обогащением: 162 периферийные кассеты активной зоны образуют зону большого обогащения, остальные входят в центральную зону малого обогащения.

Активная зона по периметру окружена боковой зоной воспроизводства, состоящей из сборок с двуокисью обедненного урана. За этой зоной воспроизводства расположено внутреннее хранилище кассет на 126 ячеек, которое предназначено для расхолаживания кассет, извлеченных из активной зоны, перед их выгрузкой из реактора. Кассеты активной зоны (ТВС) состоят из 127 твэлов, расположенных по треугольной решетке с шагом 7,95 мм.

Биологическая защита реактора выполнена из цилиндрических стальных экранов, стальных болванок и труб с графитовым заполнителем. Частью биологической защиты служат также поворотная пробка и поворотная колонна.

Топливные сборки загружаются и выгружаются комплексом механизмов — ​это два механизма перегрузки, установленные на поворотной колонне, два элеватора (загрузки и выгрузки) и механизм передачи поворотного типа, размещенный в герметичном боксе.

Использование натрия обусловило применение ряда специальных систем, таких как электрообогрев оборудования и трубопроводов, электромагнитные насосы, фильтр-ловушки очистки натрия, системы диагностики протечек воды в натрий, локализации продуктов взаимодействия натрия с водой при межконтурных неплотностях парогенератора, пожаротушения натрия, отмывки оборудования и ТВС от натрия и т. д.

Тепловая схема энергоблока трехконтурная: в первом и втором контурах теплоносителем является натрий, в третьем — ​вода и пар. Теплоноситель первого контура движется внутри корпуса реактора по трем параллельным петлям, каждая включает в себя два теплообменника и циркуляционный центробежный насос погружного типа с двусторонним всасыванием.

Ельцин и колхозники

При определении места строительства первого опытно-промышленного блока на быстрых нейтронах выбор пал на Белоярскую АЭС, где уже работали два энергоблока с уран-графитовыми реакторами типа АМБ. Строительство третьего энергоблока с реактором БН‑600 началось в 1968 году.

Требования к качеству монтажных и сварочных работ для БН‑600 оказались на порядок выше прежних, и коллективу монтажников пришлось срочно переобучать персонал и осваивать новые технологии. Так, в 1972 году при сборке корпуса реактора из аустенитных сталей на контрольном просвечивании крупных сварных швов впервые был применен бетатрон.

К лету 1974 года завершилось возведение главного корпуса. Но в целом строительство третьего энергоблока Белоярской АЭС по ряду причин существенно отставало от плана. Проект затормозился на стадии строительно-монтажных работ.

Ситуация изменилась летом 1978 года после совещания с участием министров Минсредмаша и Минэнерго, которое организовал руководитель областного штаба стройки БН‑600, первый секретарь Свердловского обкома КПСС Борис Ельцин при поддержке руководителя главка Минэнерго, бывшего директора Белоярской АЭС Владимира Невского. На совещании Ельцин принял жесткое решение завершить сооружение БН‑600 в установленный срок, до конца пятилетки.

Работа закипела, но тут выяснилось, что на стройке не хватает подсобных рабочих. Тогда Ельцин мобилизовал колхозников и послал их на объект. Атомщики были сражены: «Нас из года в год гоняют в колхозы. Наконец-то и колхозники пришли к нам на помощь!»

При монтаже внутрикорпусных устройств реактора БН‑600 предъявлялись особые требования по чистоте, велась регистрация всех вносимых и выносимых из внутриреакторного пространства деталей. Это было обусловлено тем, что в дальнейшем промывка реактора и трубопроводов с теплоносителем натрием была невозможна. В июне 1979 года были установлены поворотные пробки и центральная поворотная колонна, монтаж реактора завершился.

Пусконаладочные работы на реакторе БН‑600 шли с декабря 1978 года по март 1980-го. 2 апреля 1980 года в парогенератор впервые подали воду и мощность реактора довели до 0,5 % от номинальной, что дало основание для подписания акта о готовности установки к энергопуску. 8 апреля мощность была доведена до 30 %, а турбогенераторы подключили к сети (для БН‑600 применены серийные турбины номинальной мощностью 210 МВт с давлением пара перед турбиной 13 МПа). Таким образом, третий блок Белоярской АЭС с реакторной установкой БН‑600 начал вырабатывать электроэнергию, после чего началось освоение мощности реактора. В конце июня она была доведена до 50 % при температуре натрия 470 °C, к середине сентября — ​до 80 % при температуре натрия на выходе из активной зоны 525 °C.

Лечение детских болезней

Вскоре на реакторе стали проявляться различные «детские болезни»: разгерметизация твэлов, межконтурные протечки в местах приварки труб к трубным доскам перегревательных и промежуточных перегревательных модулей из нержавеющей стали, течи натрия в помещения.

Были и другие проблемы — ​с насосами, арматурой, верхней защитной колонной, наружные протечки натрия с его возгоранием. Постепенно эти трудности преодолевались, недостатки устранялись. 18 декабря 1981 года реактор был выведен на 100 % мощности.

Эксплуатация БН‑600 в основном подтвердила правильность принятых проектных решений. Для повышения безопасности, надежности и эффективности работы оборудования был выполнен ряд реконструктивных работ.

Прежде всего, была существенно повышена надежность ядерного топлива. Проектная активная зона, состоявшая из тепловыделяющих сборок с обогащением по урану‑235 21 и 33 %, эксплуатировалась с 1980 по 1986 год. Максимальное выгорание топлива, которого удалось в ней достигнуть, — 7 % тяжелых атомов (т. а.). В течение следующих двух лет был осуществлен переход на активную зону с тремя вариантами обогащения (17, 21 и 26 % по урану‑235) для снижения удельных тепловых нагрузок на твэлы. Максимальное выгорание топлива было повышено до 8,3 % т. а.

Следующая модернизация прошла в 1991–1993 годы. Применение наиболее радиационно-стойких и хорошо освоенных промышленностью конструкционных материалов помогло достичь выгорания топлива 10 % т. а., а затем и 11,3 % т. а. В 1992 году при проектном коэффициенте использования установленной мощности 80 % было достигнуто максимальное его значение — ​83 %.

Секционно-модульная конструкция парогенераторов показала большую эксплуатационную устойчивость при возникновении межконтурных течей. Такая конструкция позволяет при возникновении течи в любом модуле вывести его из работы отключением секции и продолжать работу парогенератора без снижения мощности блока.

Опыт эксплуатации подтвердил правильность принятой концепции парогенератора: при случившихся 13 протечках потеря выработки электроэнергии составила всего 0,3 %. Повышение ресурса испарительных модулей с 50 тыс. до 105 тыс. часов позволило перейти к их однократной замене вместо трех раз, планировавшихся за весь срок службы энергоблока.

В 1995 году на БН‑600 стали проявляться симптомы затирания при вращении центральной поворотной колонны во время перегрузочных работ. Проверка показала наличие отложений натрия и его соединений, что затрудняло вращение. Было ясно, что скоро перегрузки топлива станут невозможными, поэтому осенью 1997 года после очередной перегрузки приняли решение о ремонте. Работы начались в апреле 1998 года и продолжались несколько месяцев. За это время обнаружилось, что отложения натрия привели к деформации центральной колонны. Была создана схема противодавления, исключающая попадание натрия во внутреннюю полость центральной колонны.

В реакторе провели испытание большой группы экспериментальных ТВС с МОКС-топливом в виде таблеток и виброуплотненного гранулята.

Эксплуатацией энергоблока БН‑600 была решена главная задача, поставленная при его сооружении: демонстрация длительной, эффективной и безопасной работы энергоблока с реактором на быстрых нейтронах и натриевым теплоносителем. При этом блок имел неплохие экономические показатели: стоимость производимой на нем электроэнергии была примерно на 30 % ниже среднего тарифа на электроэнергию, производимую ГРЭС в регионе.

40 лет службы

Долгое время БН‑600 был единственным в мире действующим быстрым энергетическим реактором. 8 апреля 2010 года закончился проектный, 30-летний, срок его работы. За 2,5 месяца до этого на энергоблоке был выполнен большой комплекс мероприятий по продлению срока эксплуатации, включая замену модулей парогенераторов и пароводяной арматуры, ремонт одного из главных циркуляционных насосов и паровой турбины, повышение сейсмостойкости энергетического оборудования и модернизацию ряда технологических систем. В апреле 2010 года была получена лицензия на продление срока эксплуатации БН‑600 на 10 лет, до 31 марта 2020 года.

1 апреля 2020 года Ростехнадзор выдал Белоярской АЭС лицензию на эксплуатацию энергоблока № 3 с реактором БН‑600 до 2025 года. К 40-летию он выработал более 157 млрд кВт·ч электроэнергии — ​этого электричества при сегодняшнем уровне потребления хватило бы всей Свердловской области почти на четыре года.

В июне этого года в «Росатом» поступила на экспертизу проектная документация на дальнейшее продление срока эксплуатации энергоблока с реактором БН‑600 — ​до 2040 года.

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.