Май 2010 ФЕДЕРАЛЬНЫЙ НАУЧНО-ПРОИЗВОДСТВЕННЫЙ ЦЕНТР ОАО «ОКБМ Африкантов» ОЦЕНКА ЭФФЕКТИВНОСТИ КОНСТРУКТОРСКИХ РЕШЕНИЙ БЫСТРЫХ НАТРИЕВЫХ РЕАКТОРОВ И ИХ. - презентация

1 май 2010 ФЕДЕРАЛЬНЫЙ НАУЧНО-ПРОИЗВОДСТВЕННЫЙ ЦЕНТР ОАО «ОКБМ Африкантов» ОЦЕНКА ЭФФЕКТИВНОСТИ КОНСТРУКТОРСКИХ РЕШЕНИЙ БЫСТРЫХ НАТРИЕВЫХ РЕАКТОРОВ И ИХ РАЗВИТИЕ В НОВЫХ ПРОЕКТАХ Седьмая Международная научно-технической конференция "Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики" – МНТК-2010

2 СТАТУС ТЕХНОЛОГИИ БН В феврале 2010 г. постановлением Правительства РФ утверждена Федеральная целевая программа "Ядерные энерготехнологии нового поколения на период годов и на перспективу до 2020 года" В рамках ФЦП ЯЭНП предусматривается проведение НИОКР по проекту быстрого натриевого реактора нового поколения электрической мощностью 1200 МВт – БН-1200 Разработка БН-1200 ведется исходя из задачи серийного сооружения реакторов БН-1200 после 2020 г. Сооружается реактор БН-800 с планируемым завершением строительства в 2013 г. 8 апреля исполнилось 30 лет с начала эксплуатации реактора БН-600 – единственного в мире действующего энергетического реактора на быстрых нейтронах.

3 ОСВОЕННЫЕ ТЕХНИЧЕСКИЕ РЕШЕНИЯ. ПРОЕКТ БН-600 Работы в области энергетических быстрых реакторов в России были начаты в 1960 г. проектированием первого опытно- промышленного реактора БН-350. Этот реактор был пущен в 1973 г. и эксплуатировался до 1998 г. В 1980 г. на Белоярской АЭС был введен в строй следующий, более мощный энергетический реактор БН-600 В апреле 2010 г. реактор отработал проектный срок службы 30 лет. Выполнено обоснование продления срока службы реактора до 45 лет

4 ОПЫТ 30-ЛЕТНЕЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРА БН-600 КИУМ78% за последние 5 лет (близко к КИУМ серийных ВВЭР – 79.9% за тот же период времени) Аварийные остановы реактора Среднее число аварийных остановов реактора на 7000 ч. работы – 0,2 (по АЭС мира – ). за период 2000 – 2009 гг. аварийные остановы реактора отсутствовали Средний выход р/а газов за последние 6 лет 1% от допустимого уровня (в 4 раза ниже показателя АЭС с ВВЭР за тот же период) Коллективная доза облучения персонала за последние 5 лет 0.54 чел.Зв в год (в 2.2 раза ниже аналогичного показателя АЭС с ВВЭР)

5 НАТРИЕВЫЕ ТЕЧИ В БН течей натрия наружу (из них 5 с радиоактивным натрием) и 12 в ПГ, основная причина - отклонения в качестве изготовления вспомогательных трубопроводов Единственная течь р/а натрия (~1м3) привела к выходу радиоактивных веществ в атмосферу ниже допустимых пределов для нормальной эксплуатации АЭС Последняя течь натрия наружу произошла на реакторе БН-600 в 1994 г. За последние 24 года эксплуатации произошла только одна малая течь ПГ Потери в КИУМ из-за течей пренебрежимо малы Убедительно продемонстрирована надежность проектных мер по предотвращению и локализации межконтурных и внешних течей натрия

6 ИЗМЕНЕНИЕ КИУМ БН-600

7 МОДИФИКАЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ БН-600 Характеристика Модификация 0101M2 Период эксплуатации варианта активной зоны гг.с 2005 г. Высота активной зоны реактора, мм Высота торцевых зон воспроизводства, мм - верхняя - нижняя Количество зон обогащения2 3 Конструкционные материалы а. з.: - оболочка твэла - оболочка чехла ТВС ЭИ-847 Cr16Ni11Mo3 ЧС-68хд ЭП-450 Максимальная линейная нагрузка твэла, кВт/м 54,0 48,0 Максимальное выгорание топлива, % т.а.7,211,1 Макс. продолжительность кампании, эфф. сут (центр./периф. ТВС) 200/300560/720 Среднее выгорание топлива, МВт·сут/кг U42,570,0 Максимальная повреждающая доза, сна43,582,0

8 ЗАДАЧИ РЕШАЕМЫЕ ПРИ СТРОИТЕЛЬСТВЕ И ЭКСПЛУАТАЦИИ БН-800 Режим эксплуатации с воспроизводством на топливе MOX Экспериментальная демонстрация ключевых компонентов закрытого топливного цикла 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 Отработка новых технических решений Поддержание компетенции в технологии реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем БН-800 – важная веха при эволюционном переходе к ядерной технологии нового поколения

9 РАЗВИТИЕ ПРОЕКТА БЛОКА БН-800 И ЕГО КЛЮЧЕВЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ 1984 –эскизный проект – развитие БН-600 с повышенной мощностью 1994 – утверждение доработанного проекта Особенности проекта: Намного более высокая единичная мощность Пассивные системы безопасности Топливо MOX

10 Предусмотрена дополнительная аварийная защита на пассивном принципе действия Введена аварийная система отвода остаточных тепловыделений через воздушные теплообменники Предусмотрено устройство для локализации расплавленных фрагментов активной зоны в постулируемой аварии с отказом всех средств защиты реактора СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ КОНСТРУКТОРСКИХ РЕШЕНИЙ В ПРОЕКТЕ БН-800 (1) Внедрение технических решений с целью повышения безопасности, экономичности и надежности энергоблока:

11 СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ КОНСТРУКТОРСКИХ РЕШЕНИЙ В ПРОЕКТЕ БН-800 (2) Исключены ручные операции в системе перегрузки для возможности обращения со свежими ТВС с высокофоновым МОХ-топливом Проектный срок службы увеличивается с 30 лет (БН-600) до 45 лет с перспективой его продления до 60 лет Повышение выгорания МОХ-топлива при переходе с аустенитной стали ЧС-68 (выгорание до 10 % т.а.) на сталь ЭК-164 х.д. (до 13% т.а.), а затем на стали ферритно-мартенситного класса (до 15% т. а.).

12 ВИД НА СТРОИТЕЛЬСТВО, май 2010 г. Опорный пояс Днище корпуса

13 РАЗВИТИЕ КОНСТРУКТОРСКИХ РЕШЕНИЙ В ПРОЕКТЕ БН-1200 (1) Интегральная компоновка первого контура со страховочным кожухом и нижним опиранием корпуса Поворотные пробки системы внутриреакторной перегрузки с герметизирующими гидрозатворами на основе сплава олово-висмут Раздельные всасывающие полости насосов первого контура с обратными клапанами на напоре, что позволяет отключать при отказе оборудования одну из трех теплоотводящих петель РУ без останова реактора Наличие внутриреакторного хранилища отработавших ТВС Колонна СУЗ Промежуто- чный тепло- обменник (ПТО) Напорная камера Активная зона Опорный пояс Поддон Напорный трубопровд ГЦН-1 Механизм перегрузки Поворотные пробки Страховоч- ный корпус Корпус реактора АТО САОТ Преемственность по основным техническим решениям, положительно зарекомендовавшим себя в БН-600 и примененным в БН-800:

14 Усовершенствование конструкции реактора и ПГ (снижение материалоемкости) Сильфонные компенсаторы на трубопроводах второго контура (снижение их протяженности и материалоемкости) Существенно упрощенная система перегрузки по сравнению с БН-600 и БН-800 (снижение материалоемкости) Компоновка РУ БН-1200 Новые решения: РАЗВИТИЕ КОНСТРУКТОРСКИХ РЕШЕНИЙ В ПРОЕКТЕ БН-1200 (2) Система аварийного отвода тепла со встроенными в корпус реактора автономными теплообменниками (повышение надежности) Размещение фильтр-ловушек первого контура в баке реактора (исключение трубопроводов с радиоактивным натрием и обслуживающих их систем)

15 ХарактеристикаБН-1200 Номинальная тепловая мощность, МВт2900 Электрическая мощность, брутто, МВт1220 Количество теплоотводящих петель4 Температура теплоносителя по первому контуру, С: - на входе/выходе ПТО 550/ 410 Температура теплоносителя по второму контуру, С: - на входе/выходе ПГ527/355 Параметры третьего контура: - температура острого пара, С - давление острого пара, МПа - температура питательной воды, С ОСНОВНЫЕ ТЕХНИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ БН-1200

16 КОНСТРУКЦИЯ ОСНОВНОГО ОБОРУДОВАНИЯ Технические решения по ГЦН-1, ГЦН-2, ПТО в БН-800 и БН-1200, в основном, сохранены такими же, как в БН-600 Конструкция ИМ СУЗ в БН-800 усовершенствована в части упрощения кинематической схемы и повышения ее надежности, снижена удельная материалоемкость. Подобное техническое решение будет использовано в БН-1200 Конструкция ПГ в БН-800 характеризуется меньшим количеством модулей (20 на петлю вместо 24-х в БН-600) за счет исключения натриевых промпароперегревателей. ПГ БН-1200 существенно укрупнены: 2-4 модуля на петлю. Технические решения по ВТО сохраняются такими же, как в БН-800 – оребренные трубки, съем тепла путем естественной циркуляции.

17 Укрупнение твэлов ( 6,9 мм 9,3 мм, снижение средней энергонапряжённости, увеличение кампании ТВС) Укрупнение ТВС (S=96 мм S=181 мм, уменьшение количества ТВС) Увеличенная объемная доля топлива (0,43 0,47, увеличение КВ) Увеличенная газовая полость в твэле и T об

18 НаименованиеЗначение Кампания ТВС активной зоны, эфф. сут Максимальное выгорание топлива, % т.а ,821 Среднее выгорание топлива по выгружаемым ТВС, МВт сут/кг Максимальное повреждающая доза на ТВС, сна Максимальная линейная мощность твэл, кВт/м46,5 Коэффициент воспроизводства (КВ):~1,2 Конструкция активной зоны реактора разрабатывается с учетом возможности перехода на смешанное нитридное топливо (КВ до 1.45) ОСНОВНЫЕ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ

19 CНИЖЕНИЕ УДЕЛЬНЫХ ПОКАЗАТЕЛЕЙ МЕТАЛЛОЁМКОСТИ БН ПараметрБН-800БН Удельная материалоемкость РУ, т/МВт(э), в том числе: 9,75,6 2 Реактор3,643,47 3 Парогенераторы3,420,66 4 Система внешней перегрузки1,160,38 5 Другое оборудование1,481,09

20 ПараметрБН-600БН-800БН-1200 Удельная материалоемкость РУ, т/МВт(э)13,09,7 5,6 Продолжительность непрерывной работы реактора между перегрузками, сутки 110… КИУМ0,77 - 0,80,850,9 Срок службы, лет45 60 Экономические показатели БН-1200 будут находиться на сопоставимом уровне с ВВЭР аналогичной мощности. В перспективе себестоимость электроэнергии БН-1200 должна стать ниже, чем ВВЭР, в связи с ожидаемым ростом цен на природный уран. СРАВНЕНИЕ ТЕХНИКО-ЭКОНОМИЧЕСКИХ ПОКАЗАТЕЛЕЙ БН

21 Свойства и технические решения по обеспечению безопасности БН-600БН-800БН Общие свойства: - низкое давление - низкая коррозионная активность - высокая температура кипения + 2 Технические решения 2.1 Аварийная защита: - активная - активная+пассивная на основе гидравлически взвешенных стержней - активная+пассивная на основе гидравлически взвешенных стержней+пассивная на основе температурного принципа действия Система аварийного отвода тепла: - в составе третьего контура - воздушный теплообменник ко второму контуру - воздушный теплообменник к первому контуру Система удержания расплавленного топлива Система локализации аварийных выбросов--+ РАЗВИТИЕ РЕШЕНИЙ ПО БЕЗОПАСНОСТИ БН (1)

22 Благодаря принятым решениям в проекте БН-1200 планируется существенное улучшение показателей безопасности: РАЗВИТИЕ РЕШЕНИЙ ПО БЕЗОПАСНОСТИ БН (2) вероятность тяжёлого повреждения активной зоны на порядок меньше требований нормативных документов санитарно-защитная зона находится в границах промплощадки для любых проектных аварий установлен целевой критерий – граница зоны защитных мероприятий должна совпадать с границей промплощадки для тяжёлых запроектных аварий, вероятность реализации которых не превышает на реактор/год

23 ЗАКЛЮЧЕНИЕ Накопленный опыт разработки и эксплуатации по быстрым реакторам с натриевым теплоносителем демонстрирует эффективность принятых базовых конструкторских решений, заложенных в БН-600, обеспечение высокой надежности работы и высокого уровня безопасности Базовые конструкторские решения, получили дальнейшее развитие в проектах БН-800 и БН Новые конструкторские решения проекта БН-1200 предстоит тщательно отработать путем проведения расчетных и экспериментальных исследований Проект БН-1200 относится к ЯЭУ 4-го поколения, благодаря: оптимальному сочетанию референтных и новых решений обеспечению высоких показателей безопасности обеспечению высоких технико-экономических характеристик возможности расширенного воспроизводства топлива