- БН-800
-
БН-800
Белоярская АЭС (на ней впервые в мире появился энергоблок промышленного масштаба на быстрых нейтронах)Тип реактора Назначение реактора Технические параметры Теплоноситель Натрий
Топливо Тепловая мощность 2100 МВт
Электрическая мощность 880 МВт
Разработка Научная часть ФГУП ГНЦ РФ ФЭИ
Предприятие-разработчик ОАО СПбАЭП
Конструктор Новизна проекта Формирование экологически чистого «замкнутого» ядерного топливного цикла
БН-800 — реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, на котором будет производиться окончательная отработка технологии реакторов на быстрых нейтронах с использованием уран-плутониевого мокс-топлива. Планируемый к запуску в сентябре 2014 года на 4-м энергоблоке на Белоярской АЭС в Свердловской области близ города Заречный. Электрическая мощность — 880 МВт.
Содержание
История проекта
Осуществляемая Минатомом политика в области ядерной энергетики определена "Программой развития атомной энергетики РФ на 1993-2005 годы и на период до 2010 года". В ней поставлены задачи обеспечения безопасного и конкурентоспособного функционирования ядерно-энергетического комплекса и создания усовершенствованных АЭС для сооружения в следующем десятилетии. В частности, стратегия предусматривает сооружение и ввод в эксплуатацию до 2009 года энергоблока БН-800 Белоярской АЭС. Проект энергоблока БН-800 Белоярской АЭС был разработан еще в 1983 г. и с тех пор дважды пересматривался:
- 1987 г., после аварии на Чернобыльской АЭС;
- 1993 г., в соответствии с новой нормативной документацией по безопасности.
Проект энергоблока БН-800 прошел все необходимые экспертизы и согласования, в том числе независимую экспертизу комиссии Свердловской области (1994 г.). Результаты всех экспертиз и согласований положительные, 26 января 1997 г. получена лицензия Госатомнадзора РФ № ГН-02-101-0007 на сооружение блока №4 Белоярской АЭС с реакторной установкой БН-800. Проектом предусмотрено сооружение на площадке Белоярской АЭС энергоблока с реактором на быстрых нейтронах, охлаждаемым натрием. Применение в реакторе БН-800 уран-плутониевого топлива позволяет не только использовать запасы энергетического плутония, но и утилизировать оружейный плутоний, а также "сжигать" долгоживущие изотопы актиниды из облученного топлива тепловых реакторов.
Перед реактором поставлены следующие 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.
Инновации БН-800
- Самозащищенность блока от внешних и внутренних воздействий.
- Пассивные средства воздействия на реактивность, системы аварийного расхолаживания через теплообменники, поддон для сбора расплавленного топлива.
- Нулевой натриевый пустотный эффект реактивности.
- Минимальная вероятность аварии с расплавлением активной зоны.
- Исключение выделения плутония в топливном цикле при переработке облученного ядерного топлива.
Энергоблок №4 призван обеспечить решение следующих задач
- Формирование экологически чистого “замкнутого” ядерного топливного цикла.
- Более чем 50-кратное увеличение использования добываемого природного урана, и обеспечение атомной энергетики России топливом на длительную перспективу за счёт своего воспроизводства.
- Утилизация отработанного ядерного топлива на АЭС на тепловых нейтронах.
- Утилизация радиоактивных отходов путем вовлечения в полезный производственный цикл отвального урана и плутония.
- Энергообеспечение развития экономики Свердловской области.
Безопасность реакторов БН, в частности БН-800
По своим физико-техническим свойствам (низкое - близкое к атмосферному - рабочее давление натриевого теплоносителя, большие запасы до температуры кипения, относительно небольшой запас реактивности на выгорание, большая теплоемкость натрия и др.) быстрые реакторы с натриевым теплоносителем имеют высокий уровень внутренне присущей безопасности. Это качество убедительно продемонстрировано в процессе длительной эксплуатации предшествующего реактора БН-600. Принят целый ряд новых решений:
- они основываются на пассивных принципах. Это означает, что эффективность не зависит от надежности срабатывания вспомогательных систем и действий человека.
- еще одно преимущество натриевого теплоносителя – низкая коррозионная активность по отношению к используемым в реакторе конструкционным материалам. Поэтому ресурс натриевого оборудования большой и количество образующихся в таком реакторе радиоактивных продуктов коррозии, намного меньше, чем в других типах реакторов.
- натрий связывает радиоактивный йод в нелетучий иодид натрия, и он не выделяется в окружающую среду. При эксплуатации установок типа БН образуется незначительное количество радиоактивных отходов.
Категория:- Ядерные реакторы
Wikimedia Foundation. 2010.