Додому Біль у зубі Реактори на швидких нейтронах та його роль становленні " великої " атомної енергетики. Рекордсмен на швидких нейтронах

Біль у зубі

Реактори на швидких нейтронах та його роль становленні " великої " атомної енергетики. Рекордсмен на швидких нейтронах

У попередніх статтях - ми з'ясували, що ні сонячна енергетика не зможе задовольнити потреби людства (через швидкий вихід з ладу акумуляторів та їхню вартість), ні термоядерну (бо навіть після досягнення на експериментальних реакторах позитивного виходу енергії - залишається фантастична кількість проблем по дорозі комерційного використання). Що ж лишається?

Вже не першу сотню років, незважаючи на весь прогрес людства, основний обсяг електроенергії виходить від банального спалювання вугілля (який досі є джерелом енергії для 40.7% генеруючих потужностей у світі), газу (21.2%), нафтопродуктів (5.5%) та гідроенергетики (ще 16.2%, у сумі все це - 83.5%).

Залишається - ядерна енергетика, із звичайними реакторами на теплових нейтронах (що вимагають рідкісний і дорогий U-235) та з реакторами на швидких нейтронах(які можуть переробляти природний U-238 та торій у «замкнутому паливному циклі»).

Що це за міфічний «замкнений паливний цикл», у чому відмінності реакторів на швидких і теплових нейтронах, які існують конструкції, коли нам від цього чекати щастя і звичайно - питання безпеки - під катом.

Про нейтрони та урану

Усім нам у школі розповідали, що U-235 при попаданні до нього нейтрону – ділиться з виділенням енергії, і вилітають ще 2-3 нейтрони. Насправді все дещо складніше, і процес цей залежить від енергії цього початкового нейтрона. Подивимося на графіки перерізу (=ймовірності) реакції захоплення нейтрону (U-238 + n -> U-239 та U-235 + n -> U-236), та реакції поділу для U-235 та U-238 залежно від енергії (=швидкості) нейтронів:

Як бачимо, ймовірність захоплення нейтрону з розподілом для U-235 - зростає зі зниженням енергії нейтрону, тому в звичайних ядерних реакторах нейтрони «уповільнюють» у графіті/воді настільки, що їх швидкість стає того ж порядку, як і швидкість теплового коливання атомів в кристалічній решітці (звідси і назва – теплові нейтрони). А ймовірність поділу U-238 тепловими нейтронами - у 10млн разів менша за U-235, тому й доводиться природний уран тоннами переробляти, щоб колупати U-235.

Хтось глянувши на нижній графік може сказати: О, чудова ідея! А давайте 10MeV нейтронами дешевий U-238 просмажувати - повинна ж вийде ланцюгова реакція, адже там якраз графік перерізу для поділу йде нагору! Але тут є проблема - нейтрони, що виділяються в результаті реакції мають енергію всього 2MeV і менше (в середньому ~1.25), і цього не достатньо, щоб запустити реакцію, що самопідтримується, на швидких нейтронах в U-238 (потрібна або енергія більше, або щоб більше нейтронів вилітало з кожного поділу). Ех, не пощастило людству у цьому всесвіті…

Втім, якби так просто виходила реакція, що самопідтримується, на швидких нейтронах в U-238 - були б і природні ядерні реактори, як це було з U-235 в Окло, і відповідно U-238 у природі у вигляді великих родовищ не зустрічався б.

Нарешті, якщо відмовитися від «самопідтримуваності» реакції - ділити U-238 безпосередньо з отриманням енергії все-таки можна. Це, наприклад, використовується в термоядерних бомбах - нейтрони з енергією 14.1MeV від реакції D+T ділять U-238 в оболонці бомби - і таким чином можна практично безкоштовно збільшити потужність вибуху. У контрольованих умовах - залишається теоретична можливість поєднання термоядерного реактораі бланкета (оболонки) з U-238 - щоб енергію термоядерного синтезу збільшити ~10-50 разів за рахунок реакції поділу.

Але як же ділити U-238 і торій в реакції, що самопідтримується?

Замкнений паливний цикл

Ідея наступна: подивимося не на переріз поділу, а на переріз захоплення: При потрібній енергії нейтрона (не надто маленька, і не надто велика) U-238 може захопити нейтрон, і після 2-х розпадів - стати плутонієм-239:

З відпрацьованого палива - плутоній можна виділити хімічним шляхом, і зробити MOX-паливо (суміш оксидів плутонію та урану) яке можна спалити як у швидких реакторах, так і у звичайних теплових. Процес хімічної переробки відпрацьованого палива - може бути дуже важким через його високу радіоактивність, і поки що вирішено не повністю і не відпрацьовано практично (але робота йде).

Для природного торію - аналогічний процес, який захоплює нейтрон, і після спонтанного поділу - стає ураном-233, який ділиться приблизно так само, як і уран-235 і виділяється з відпрацьованого палива хімічним шляхом:

Ці реакції звичайно йдуть і в звичайних теплових реакторах - але через сповільнювач (які сильно знижують шанс захоплення нейтрону) і стрижнів, що управляють (які поглинають частину нейтронів) кількість згенерованого плутонію - менше, ніж згоряє урану-235. Для того, щоб генерувати більше речовин, що діляться, ніж їх згоряє - потрібно якнайменше нейтронів втрачати на керуючих стрижнях (наприклад використовуючи стержні, що управляють, зі звичайного урану), конструкції, теплоносії (про це нижче) і повністю позбутися сповільнювача нейтронів (графіту або води ).

Через те, що переріз розподілу швидкими нейтронами - менше, ніж тепловими - доводиться підвищувати концентрацію речовини, що ділиться (U-235, U-233, Pu-239) в ядрі реактора з 2-4 до 20% і вище. А напрацювання нового палива - ведеться в касетах з торієм/природним ураном, які розташовані навколо цього ядра.

Завдяки щасливому випадку, якщо розподіл викликано швидким нейтроном, а не тепловим - в результаті реакції виділяється в ~1.5 рази більше нейтронів, ніж у випадку розподілу тепловими нейтронами - що робить реакцію більш реалістичною:

Саме це збільшення кількості нейтронів, що генеруються, і забезпечує можливість напрацювання більшої кількості палива, ніж його було спочатку. Звичайно, нове паливо береться не з повітря, а напрацьовується з «непотрібного» U-238 і торію.

Про теплоносія

Як ми з'ясували вище – воду у швидкому реакторі використовувати не можна – вона надзвичайно ефективно уповільнює нейтрони. Чим її можна замінити?

Гази:Можна охолоджувати реактор гелієм. Але через невелику теплоємність - потужні реактори охолодити таким чином складно.

Рідкі метали: Натрій, калій- широко використовуються у швидких реакторах по всьому світу. З плюсів - низька температура плавлення та робота при навколоатмосферному тиску, але ці метали дуже добре горять і реагують з водою. Єдиний у світі енергетичний реактор БН-600, що діє, працює саме на натрієвому теплоносії.

Свинець, вісмут- використовуються в реакторах БРЕСТ і СВБР, що розробляються зараз в Росії. З очевидних мінусів - якщо реактор охолоне нижче температури замерзання свинцю/вісмуту - розігрівати його дуже складно і довго (про не очевидних - можна почитати за посиланням у вікі). Загалом технологічних питань на шляху реалізації залишається багато.

Ртуть- з ртутним теплоносієм був реактор БР-2, але, як виявилося, ртуть відносно швидко розчиняє конструкційні матеріали реактора - так що більше ртутні реактори не будували.

Екзотика:Окрема категорія - реактори на розплавлених солях - LFTR - працюють на різних варіантахфторидів матеріалів, що діляться (урану, торію, плутонію). 2 «лабораторні» реактори були побудовані в США в Oak Ridge National Laboratory у 60-х роках, і з тих часів інших реакторів поки що реалізовано не було, хоча проектів багато.

Діючі реактори та цікаві проекти

Російський БОР-60- Досвідчений реактор на швидких нейтронах, діє з 1969 року. На ньому, зокрема, тестують елементи конструкцій нових реакторів на швидких нейтронів.

Російські БН-600, БН-800: Як уже згадувалося вище, БН-600 - єдиний енергетичний реактор на швидких нейтронах у світі Працює з 1980-го року, поки що на урані-235.

У 2014-му році – планується до запуску потужніший БН-800. На ньому вже планується починати використовувати MOX паливо (з плутонією), і почати відпрацьовувати замкнутий паливний цикл (з переробкою і спалюванням плутонію, що напрацьовується). Потім може бути і серійний БН-1200, але рішення про його будівництво поки що не прийнято. З досвіду будівництва та промислової експлуатації реакторів на швидких нейтронах - Росія просунулася набагато далі за всіх, і продовжує активний розвиток.

Невеликі діючі дослідні швидкі реактори є ще в Японії (Jōyō), Індії (FBTR) та Китаї (China Experimental Fast Reactor).

Японський Monju reactor- Найнещасливіший реактор у світі. У 1995-му році його збудували, і в тому ж році - стався витік кількох сотень кілограмів натрію, компанія намагалася приховати масштаби події (привіт Фукусіма), реактор був зупинений на 15 років. У травні 2010-го реактор нарешті запустили на зниженій потужності, однак у серпні під час перевантаження палива в реактор упустили 3.3-тонний кран, який одразу потонув у рідкому натрії. Дістати кран вдалося лише у червні 2011-го. 29 травня 2013 року прийматиметься рішення про те, щоб закрити реактор назавжди.

Traveling wave reactor: З відомих нереалізованих проектів - «реактор на хвилі, що біжить» - traveling wave reactor, компанії TerraPower. Цей проект просував Білл Гейтс - так що про це двічі писали на Хабре: , . Ідея була в тому, що «ядро» реактора складалося зі збагаченого урану, а навколо нього – касети з U-238/торієм, у яких напрацьовувалося б майбутнє паливо. Потім робот присував би ці касети ближче до центру - і реакція тривала б. Але насправді - без хімічної переробки все це змусити працювати дуже непросто, і проект так і не злетів.

Про безпеку ядерної енергетики

Як я можу говорити про те, що людство може покластися на ядерну енергетику - і це після Фукусіми?

Справа в тому, що будь-яка енергетика є небезпечною. Згадаймо аварію на греблі Баньцяо в Китаї, побудовану навіть з метою генерації електрики - тоді загинули від 26тис. до 171тис. людина. Аварія на Саяно-Шушенської ГЕС- загинуло 75 людей. В одному Китаї при видобутку вугілля щороку гинуть 6000 шахтарів, і це не рахуючи наслідків для здоров'я від вдихання вихлопів ТЕЦ.

Кількість аварій на АЕС - не залежить від кількості енергоблоків, т.к. кожна аварія може статися лише один раз у серії. Після кожного інциденту - причини аналізуються і усуваються на всіх блоках. Так, після чорнобильської аварії – були доопрацьовані всі блоки, а після Фукусіми – у японців відібрали ядерну енергетику взагалі (втім, тут є й конспірологічні мотиви – у США та союзників передбачається дефіцит урану-235 у найближчі 5-10 років).

Проблему з відпрацьованим паливом - вирішують реактори на швидких нейтронах, т.к. крім вдосконалення технології переробки відходів, самих відходів утворюється менше: важкі (актиніди), довгоживучі продукти реакції також випалюються швидкими нейтронами.

Висновок

Швидкі реактори - мають основну перевагу, на яку всі чекають від термоядерних - палива для них людству вистачить на тисячі і десятки тисяч років. Його навіть добувати не потрібно - воно вже видобуто, і лежить на

Академік Ф. Мітенков, науковий керівник ФДУП "Дослідне конструкторське бюро машинобудування" ім. І. І. Африкантова (м. Нижній Новгород).

Академік Федір Михайлович Мітенков був удостоєний премії "Глобальна енергія" 2004 року за розробку фізико-технічних основ та створення енергетичних реакторів на швидких нейтронах (див. "Наука та життя" №8, 2004 р.). Дослідження, проведені лауреатом, та їх практичне втілення у діючі реакторні установки БН-350, БН-600, що будується БН-800 та проектовану БН-1800, відкривають людству нове, перспективний напрямокрозвитку атомної енергетики

Білоярська АЕС із реактором БН-600.

Академік Ф. М. Мітенков на церемонії вручення премії "Глобальна енергія" у червні 2004 року.

Наука та життя // Ілюстрації

Принципова схемареактора на швидких нейтронах БН-350

Принципова схема швидкого енергетичного реактора БН-600.

Центральна зала реактора БН-600.

Реактор на швидких нейтронах БН-800 має електричну потужність 880 МВт теплову 1,47 ГВт. При цьому його конструкція забезпечує повну безпеку як при нормальній роботі, так і за будь-якої можливої аварії.

Наука та життя // Ілюстрації

Споживання енергії - найважливіший показник, багато в чому визначальний рівень економічного розвитку, національну безпеку та добробут населення будь-якої країни. Зростання енергоспоживання завжди супроводжувало розвиток людського суспільства, але особливо стрімким воно було протягом ХХ століття: споживання енергії збільшилося майже в 15 разів, досягнувши до кінця абсолютної величини близько 9,5 млрд тонн нафтового еквівалента (т.зв.е.). Спалювання вугілля, нафти, газу забезпечує близько 80% світового енергоспоживання. У XXI столітті його зростання, безсумнівно, продовжуватиметься, особливо в країнах, що розвиваються, для яких економічний розвитокта підвищення якості життя населення неминуче пов'язані зі значним збільшенням кількості споживаної енергії, насамперед її найбільш універсального виду – електрики. До середини XXI століття прогнозується подвоєння світового енергоспоживання та потроєння споживання електроенергії.

Загальна тенденція зростання енергоспоживання посилює залежність більшості країн від імпорту нафти та природного газу, загострює конкуренцію за доступ до джерел енергоресурсів, породжує загрозу глобальній безпеці. Одночасно зростає стурбованість екологічними наслідками виробництва енергії, насамперед через небезпеку неприпустимого забруднення атмосфери викидами продуктів спалювання вуглеводневого палива.

Тому в не так вже й далекому майбутньому людство буде змушене перейти на використання альтернативних "безвуглецевих" технологій виробництва енергії, які дозволять протягом тривалого часу надійно задовольняти зростаючі потреби в енергії без неприпустимих екологічних наслідків. Однак доводиться визнати, що відомі на сьогодні відновлювані джерела енергії - вітрової, сонячної, геотермальної, приливної та ін. Прим. ред.). А дуже перспективна технологія керованого термоядерного синтезу все ще знаходиться на стадії досліджень і створення демонстраційного ядерного реактора (див. "Наука і життя" №8, 2001 р., №9, 2001 р. - Прим. ред.).

На думку багатьох фахівців, до яких належить і автор цієї статті, реальним енергетичним вибором людства у XXI столітті стане широке використання ядерної енергії на основі реакторів розподілу. Атомна енергетика могла б вже зараз взяти на себе значну частину приросту світових потреб у паливі та енергії. Сьогодні вона забезпечує близько 6% світового споживання енергії, переважно електричної, де її частка становить близько 18% (у Росії - близько 16%).

Для більш широкого використання ядерної енергії, щоб вона стала основним базовим джерелом енергії вже в поточному столітті, необхідні кілька умов. Насамперед атомній енергетиці потрібно відповідати вимогам гарантованої безпеки для населення та навколишнього середовища, а природним ресурсам для виробництва ядерного палива - забезпечувати функціонування "великої" атомної енергетики щонайменше протягом кількох століть. І, крім того, за техніко-економічними показниками атомна енергетика має не поступатися кращим джерелам енергії на вуглеводневому паливі.

Подивимося, наскільки сучасна атомна енергетика відповідає цим вимогам.

Про гарантовану безпеку атомної енергетики

Питання безпеки атомної енергетики з її зародження розглядалися і досить ефективно вирішувалися системно і з наукової основі. Однак у період її становлення таки виникали аварійні ситуації з неприпустимими викидами радіоактивності, у тому числі дві великомасштабні аварії: на АЕС "Три Майл Айленд" (США) у 1979 році та на Чорнобильської АЕС(СРСР) 1986-го. У зв'язку з цим світова спільнота вчених та фахівців-атомників під егідою Міжнародного агентства з атомної енергії (МАГАТЕ) розробила рекомендації, дотримання яких практично виключає неприпустимі впливи на навколишнє середовище та населення за будь-яких фізично можливих аварій на АЕС. Вони, зокрема, передбачають: якщо у проекті з достовірністю не обґрунтовано, що розплавлення активної зони реактора виключається, можливість такої аварії необхідно враховувати та доводити, що передбачені у конструкції реактора фізичні бар'єри гарантовано виключають неприпустимі наслідки для довкілля. Рекомендації МАГАТЕ увійшли складовоюу національні нормативи щодо безпеки атомної енергетики багатьох країн світу. Деякі інженерні рішення, що забезпечують безпеку експлуатації сучасних реакторів, описані нижче на прикладі реакторів БН-600 та БН-800.

Ресурсна база для виробництва ядерного палива

Фахівцям-атомникам відомо, що існуюча технологія атомної енергетики, яка базується на так званих "теплових" ядерних реакторах з водяним або графітовим сповільнювачем нейтронів, не може забезпечити розвитку великомасштабної атомної енергетики. Це пов'язано з низькою ефективністю використання природного урану в таких реакторах: використовується тільки ізотоп U-235, вміст якого в природному урані становить лише 0,72%. Тому довготривала стратегія розвитку "великої" атомної енергетики передбачає перехід до прогресивної технології замкнутого паливного циклу, що ґрунтується на використанні так званих швидких. ядерних реакторіві переробки палива, вивантаженого з реакторів атомних станцій, для подальшого повернення в енергетичний цикл ізотопів, що не вигоріли і знову утворилися.

У "швидкому" реакторі більшу частину актів поділу ядерного палива викликають швидкі нейтрони з енергією понад 0,1 МеВ (звідси і назва "швидкий" реактор). При цьому в реакторі відбувається розподіл не тільки дуже рідкісного ізотопу U-235, але і U-238 - основної складової природного урану (~99,3%), ймовірність поділу якого в спектрі нейтронів теплового реактора дуже низька. Принципово важливо, що в "швидкому" реакторі при кожному акті поділу ядер утворюється більша кількість нейтронів, які можуть бути використані для інтенсивного перетворення U-238 в ізотоп плутонію Pu-239, що ділиться. Це перетворення відбувається в результаті ядерної реакції:

Нейтронно-фізичні особливості швидкого реактора такі, що утворення в ньому плутонію може мати характер розширеного відтворення, коли в реакторі утворюється вторинного плутонію більше, ніж вигоряє спочатку завантаженого. Процес утворення надлишкової кількості ізотопів, що діляться в ядерному реакторі, отримав назву "бридинг" (від англ. breed - розмножувати). З цим терміном пов'язана прийнята у світі назва швидких реакторів з плутонієвим паливом - реактори-бридери, або розмножувачі.

Практична реалізація процесу брідінгу має важливе значення для майбутнього атомної енергетики. Справа в тому, що такий процес дає можливість практично повністю використовувати природний уран і тим самим майже сто разів збільшити "вихід" енергії з кожної тонни видобутого природного урану. Це відкриває шлях до практично невичерпних паливних ресурсів атомної енергетики на тривалу історичну перспективу. Тому загальновизнано, що використання бридерів - необхідна умовастворення та функціонування атомної енергетики великого масштабу.

Після того як наприкінці 1940-х років було усвідомлено принципову можливість створення швидких реакторів-розмножувачів, у світі почалися інтенсивні дослідження їхніх нейтронно-фізичних характеристик та пошуки відповідних інженерних рішень. У нашій країні ініціатором досліджень та розробок по швидких реакторах став академік Української академії наук Олександр Ілліч Лейпунський, який до своєї смерті у 1972 році був науковим керівникомобнінського Фізико-енергетичного інституту (ФЕІ)

Інженерні складності створення швидких реакторів пов'язані з цілою низкою властивих їм особливостей. До них належать: велика енергонапруженість палива; необхідність забезпечити його інтенсивне охолодження; високі робочі температури теплоносія, елементів конструкції реактора та обладнання; радіаційні пошкодження конструкційних матеріалів, спричинені інтенсивним опроміненням швидкими нейтронами. Для вирішення цих нових науково-технічних завдань та відпрацювання технології швидких реакторів знадобився розвиток великомасштабної науково-дослідної та дослідно-експериментальної бази з унікальними стендами, а також створення у 1960-1980-ті роки цілого ряду експериментальних та демонстраційних енергетичних реакторів цього типу в Росії, США, у Франції, у Великій Британії та Німеччині. Примітно, що у всіх країнах як охолоджувальне середовище - теплоносій - для швидких реакторів було обрано натрій, незважаючи на те, що він активно реагує з водою та водяною парою. Вирішальними перевагами натрію як теплоносія стали його винятково хороші теплофізичні властивості (висока теплопровідність, велика теплоємність, висока температура кипіння), низькі витрати енергії на циркуляцію, знижений корозійний вплив на конструкційні матеріали реактора, відносна простота його очищення в процесі експлуатації.

Перший вітчизняний демонстраційний енергетичний реактор на швидких нейтронах БН-350 тепловою потужністю 1000 МВт було введено в дію 1973 року на східному узбережжі Каспійського моря (див. "Наука і життя" № 11, 1976 р. - Прим. ред.). Він мав традиційну для атомної енергетики петльову схему передачі теплоти та паротурбінний комплекс для перетворення теплової енергії. Частина теплової потужності реактора використовувалася для вироблення електроенергії, решта йшла на опріснення морської води. Одна з відмінних риссхеми цієї та наступних реакторних установок з натрієвим теплоносієм - наявність проміжного контуру передачі теплоти між реактором та пароводяним контуром, продиктоване міркуваннями безпеки.

Реакторна установка БН-350, незважаючи на складність її технологічної схеми, успішно працювала з 1973 по 1988 рік (на п'ять років довше за проектний час) у складі Мангишлакського енергетичного комбінату та заводу опріснення морської води в м. Шевченка (нині - Актау, Казахстан).

Велика розгалуженість натрієвих контурів у реакторі БН-350 викликала занепокоєння, оскільки у разі їхньої аварійної розгерметизації могла виникнути пожежа. Тому, не чекаючи пуску реактора БН-350, в СРСР почалося проектування потужнішого швидкого реактора БН-600 інтегральної конструкції, в якому натрієві трубопроводи великого діаметра були відсутні і майже весь радіоактивний натрій першого контуру був зосереджений в корпусі реактора. Це дозволило практично повністю виключити небезпеку розгерметизації першого натрієвого контуру, знизити пожежну небезпеку встановлення, підвищити рівень радіаційної безпеки та надійності реактора.

Реакторне встановлення БН-600 надійно працює з 1980 року у складі третього енергоблоку Білоярської АЕС. Сьогодні це найпотужніший з діючих у світі реакторів на швидких нейтронах, який є джерелом унікального експлуатаційного досвіду та базою для натурного відпрацювання удосконалених конструкційних матеріалів та палива.

У всіх наступних проектах реакторів цього у Росії, як і у більшості проектів комерційних швидких реакторів, розроблених там, використовується інтегральна конструкція.

Забезпечення безпеки швидких реакторів

Вже під час проектування перших енергетичних реакторів на швидких нейтронах велика увагаприділялося питанням забезпечення безпеки як за їх нормальної роботи, і при аварійних ситуаціях. Напрями пошуку відповідних проектних рішень визначалися вимогою виключити неприпустимі впливи на довкілля та населення за рахунок внутрішньої самозахищеності реактора, застосування ефективних систем локалізації потенційно можливих аварій, що обмежують їх наслідки.

Самозахищеність реактора заснована насамперед на дії негативних зворотних зв'язків, що стабілізують процес поділу ядерного палива при підвищенні температури та потужності реактора, а також на властивостях матеріалів, що використовуються в реакторі. Для ілюстрації внутрішньо властивої швидким реакторам безпеки вкажемо деякі їх особливості, пов'язані з використанням натрієвого теплоносія. Висока температуракипіння натрію (883oС за нормальних фізичних умов) дозволяє підтримувати в корпусі реактора тиск, близький до атмосферного. Це спрощує конструкцію реактора та підвищує його надійність. Корпус реактора не піддається в процесі роботи великим механічним навантаженням, тому його розрив ще менш ймовірний, ніж у існуючих реакторах з водою під тиском, де він відноситься до класу гіпотетичних. Але навіть така аварія в швидкому реакторі не становить небезпеки з точки зору надійного охолодження ядерного палива, оскільки корпус оточений герметичним страхувальним кожухом, а обсяг можливого витоку натрію в нього незначний. Розгерметизація трубопроводів з натрієвим теплоносієм у швидкому реакторі інтегральної конструкції також не призводить до небезпечної ситуації. Оскільки теплоємність натрію досить велика, навіть при повному припиненні відведення тепла пароводяний контур температура теплоносія в реакторі буде підвищуватися зі швидкістю приблизно 30 градусів на годину. При нормальній роботі температура теплоносія на виході з реактора становить 540°С. Значний запас температури до закипання натрію дає достатній резерв часу, щоб вжити заходів, що обмежують наслідки подібної малоймовірної аварії.

У проекті реактора БН-800, в якому використані основні інженерні рішення БН-600, вжиті додаткові заходи, що забезпечують збереження герметичності реактора та виключають неприпустимі впливи на навколишнє середовище, навіть при вкрай гіпотетичній аварії з розплавленням активної зони реактора.

Блоковий щит керування реактора БН-600.

Багаторічна експлуатація швидких реакторів підтвердила достатність та ефективність передбачених заходів забезпечення безпеки. За 25 років експлуатації реактора БН-600 не було ні аварій із наднормативними викидами радіоактивності, ні опромінення персоналу і, тим більше, місцевого населення. Швидкі реактори продемонстрували високу стійкість у роботі, ними легко керувати. Освоєно технологію натрієвого теплоносія, яка ефективно нейтралізує його пожежну небезпеку. Витік та горіння натрію персонал впевнено виявляє, а їх наслідки надійно ліквідує. У Останніми рокамивсе більше широке застосуванняу проектах швидких реакторів знаходять системи та пристрої, здатні перевести реактор у безпечний стан без втручання персоналу та підведення енергії з боку.

Техніко-економічні показники швидких реакторів

Особливості натрієвої технології, підвищені заходи безпеки, консервативний вибір проектних рішень перших реакторів - БН-350 та БН-600 стали причинами вищої їхньої вартості порівняно з реакторами, що охолоджуються водою. Однак їх створювали головним чином для перевірки працездатності, безпеки та надійності швидких реакторів. Це завдання і було вирішено їх успішною експлуатацією. При створенні наступної реакторної установки - БН-800, призначеної для масового використанняв атомній енергетиці більше уваги приділили техніко-економічним характеристикам, і в результаті за питомими капітальними витратами вдалося суттєво наблизитися до ВВЕР-1000 - основного типу вітчизняних енергетичних реакторів на повільних нейтронах.

На сьогодні можна вважати встановленим, що швидкі реактори з натрієвим теплоносієм мають великий потенціал подальшого техніко-економічного вдосконалення. До основних напрямів поліпшення їх економічних характеристик при одночасному підвищенні рівня безпеки належать: підвищення одиничної потужності реактора та основних компонентів енергоблоку, вдосконалення конструкції основного обладнання, перехід на закритичні параметри пари з метою збільшення термодинамічного ккд циклу перетворення теплової енергії, оптимізація системи поводження зі свіжим та відпрацьованим. паливом, збільшення глибини вигоряння ядерного палива, створення активної зони з високим внутрішнім коефіцієнтомвідтворення (КВ) – до 1, збільшення терміну служби до 60 років і більше.

Вдосконалення окремих видівобладнання, як показали конструкторські опрацювання, виконані в ОКБМ, може вплинути на поліпшення техніко-економічних показників і реакторної установки, і енергоблоку в цілому. Наприклад, опрацювання щодо вдосконалення системи навантаження перспективного реактора БН-1800 показали можливість значного зменшення металоємності цієї системи. Заміна модульних парогенераторів на корпусні оригінальної конструкції дозволяє значно зменшити їх вартість, а також площу, об'єм та матеріаломісткість парогенераторного відділення енергоблоку.

Як впливає потужність реактора та технологічне вдосконалення обладнання на металоємність та рівень капітальних витрат, можна бачити з таблиці.

Вдосконалення швидких реакторів, природно, вимагатиме певних зусиль з боку промислових підприємств, наукових та проектних організацій. Так, для збільшення глибини вигоряння ядерного палива належить розробити та освоїти виробництво конструкційних матеріалів активної зони реактора, більш стійких до нейтронного опромінення. Роботи у цьому напрямі нині ведуться.

Швидкі реактори можуть бути не тільки для отримання енергії. Потоки нейтронів високої енергії здатні ефективно "спалювати" найбільш небезпечні довгоживучі радіонукліди, що утворюються в ядерному паливі, що відпрацювало. Це має важливе значення для вирішення проблеми поводження з радіоактивними відходами атомної енергетики. Справа в тому, що період напіврозпаду деяких радіонуклідів (актиноїдів) набагато перевищує науково обґрунтовані терміни стабільності геологічних формацій, які розглядаються як місця остаточного поховання радіоактивних відходів. Тому, застосувавши замкнутий паливний цикл з випалюванням актиноїдів та трансмутацією довгоживучих продуктів поділу на короткоживучі, можна радикально вирішити проблему знешкодження відходів атомної енергетики та багаторазово зменшити обсяг радіоактивних відходів, що підлягають похованню.

Переведення атомної енергетики, поряд із "тепловими" реакторами, на швидкі реактори-бридери, а також на замкнутий паливний цикл дозволить створити безпечну енергетичну технологію, що повністю відповідає вимогам сталого розвитку людського суспільства.

Багато фахівців сьогодні вважають, що майбутнім ядерної енергетики є реактори на швидких нейтронах. Одним із піонерів у освоєнні цієї технології є Росія, де вже 30 років без серйозних подій працює реактор на швидких нейтронах БН-600 на Білоярській АЕС, там же будується реактор БН-800 та планується створення комерційного реактора БН-1200. Досвід експлуатації АЕС на швидких нейтронах є у Франції та Японії, розглядаються плани будівництва АЕС на швидких нейтронах в Індії та Китаї. Постає питання, чому ж у країні з дуже високорозвиненою ядерною енергетикою – у США – практичних програм з розвитку енергетики на швидких нейтронах не спостерігається?

Насправді, такий проект у США був. Йдеться про проект реактора-бридера Клінч Рівер (англійською - The Clinch River Breeder Reactor, скорочено CRBRP). Метою цього проекту була розробка та створення натрієвого реактора на швидких нейтронах, який мав бути демонстраційним прототипом для наступного класу аналогічних американських реакторів під назвою LMFBR (скорочення від фрази Liquid Metal Fast Breeder Reactors – рідко-металевий швидкий реактор). При цьому реактор Клінч-Рівер замислювався як суттєвий крок на шляху до освоєння технології рідкометалевих швидких реакторів з метою їхнього комерційного використання в електроенергетиці. Місцем розміщення реактора Клінч-Рівер мав стати ділянка площею 6 км 2 , що адміністративно входить до складу міста Оук-Рідж у штаті Теннессі.

Реактор повинен був мати теплову потужність 1000 МВт та електричну потужність в інтервалі 350-380 МВт. Паливом для нього мали бути 198 шестигранних збірок, зібраних у формі циліндра з двома зонами збагачення палива. Внутрішня частина реактора повинна була складатися зі 108 збірок, що містять плутоній, збагачений до 18%. Їх мала оточувати зовнішня зона, що складається з 90 збірок з плутонією, збагаченим до 24%. Така конфігурація мала забезпечити найкращі умовидля тепловиділення.

Вперше проект було представлено у 1970 році. У 1971 році президент США Річард Ніксон встановив цю технологію як один із найвищих пріоритетів для науково-дослідних робіт країни.

Що ж завадило його реалізації?

Однією з причин такого рішення була ескалація вартості проекту. У 1971 році Комісія з атомної енергії США встановила, що вартість проекту складе близько 400 млн. доларів. Приватний сектор обіцяв профінансувати більшу частину проекту, виділивши 257 млн. доларів. У наступні роки, однак, вартість проекту підстрибнула до 700 млн. Станом на 1981 рік було витрачено вже мільярд доларів бюджетних коштів, при тому, що вартість проекту оцінювалася на той момент у 3 – 3,2 млрд доларів, не рахуючи ще одного мільярда , який був необхідний для будівництва заводу з виробництва гененерованого палива. У 1981 році комітет Конгресу розкрив випадки різних зловживань, що ще більше збільшило вартість проекту.

Перед тим, як ухвалити рішення про закриття, вартість проекту оцінювалася вже у 8 млрд доларів.

Іншою причиною стала висока вартість будівництва та експлуатації самого реактора-бридера для виробництва електрики. У 1981 році було оцінено, що вартість будівництва швидкого реактора буде вдвічі більшою за будівництво стандартного легководного реактора такої ж потужності. Було також підраховано, що для того, щоб бридер міг економічно конкурувати зі звичайними легководними реакторами, ціна урану має становити 165 доларів за фунт, тоді як насправді ця ціна була тоді на рівні 25 доларів за фунт. Приватні компанії, що генерують, не побажали вкладати гроші в таку ризиковану технологію.

Ще однією серйозною причиною для згортання програми бридерів стала загроза можливого порушеннярежиму нерозповсюдження, оскільки в цій технології відбувається напрацювання плутонію, який також може бути використаний для ядерної зброї. Через міжнародне занепокоєння з приводу питань поширення ядерних матеріалів, у квітні 1977 року президент США Джиммі Картер закликав відкласти на невизначений термін будівництво комерційних швидких реакторів.

Президент Картер узагалі був послідовним опонентом проекту Клінч Рівер. У листопаді 1977 року, наклавши вето на законопроект про продовження фінансування, Картер сказав, що це буде «невиправдано дорого» і «після завершення будівництва стане технічно застарілим та економічно необґрунтованим». Крім цього, він заявив про безперспективність технології швидких реакторів взагалі. Замість того, щоб вкладати ресурси в демонстраційний проект на швидких нейтронах, Картер пропонував натомість «витратити збільшення безпеки існуючих ядерних технологій».

Проект Клінч Рівер було відновлено після приходу до влади Рональда Рейгана у 1981 році. Незважаючи на зростаючу опозицію з боку Конгресу, він скасував заборону свого попередника і будівництво відновилося. Однак, 26 жовтня 1983 року, незважаючи на успішний хід будівельних робіт, Сенат США більшістю (56 проти 40) закликав відмовитися від подальшого фінансування будівництва та об'єкт був покинутий.

Вкотре про нього згадали зовсім недавно, коли в США почав розроблятися проект малопотужного реактора mPower. Як місце його будівництва якраз і розглядається майданчик запланованого будівництва АЕС Клінч-Рівер.

Реактор на швидкі нейтрони.

У структурі великомасштабної атомної енергетики важлива рольвідводиться реакторам на швидких нейтронах із замкнутим паливним циклом. Вони дозволяють майже в 100 разів підвищити ефективність використання природного урану і тим самим зняти обмеження на розвиток атомної енергетики з боку природних ресурсівядерного палива.
У 30 країнах світу зараз працює близько 440 ядерних реакторів, які забезпечують виробництво близько 17% усієї електроенергії, що виробляється у світі. У промислово розвинених країнах частка "атомної" електрики становить, як правило, не менше 30% і неухильно зростає. Однак, на думку вчених, атомна енергетика, що швидко зростає, заснована на сучасних «теплових» ядерних реакторах, що використовуються на діючих і будуються АЕС (більшість - з реакторами типу ВВЕР і LWR), неминуче вже в поточному столітті зіткнеться з браком уранової сировини через те , Що ділиться елементом палива для цих станцій є рідкісний ізотоп урану-235.
У реакторі на швидких нейтронах (БН) при ядерній реакції поділу народжується надмірна кількість вторинних нейтронів, поглинання яких в основній масі урану, що складається з урану-238, веде до інтенсивного утворення нового ядерного матеріалу плутонію-239. В результаті, з кожного кілограма урану-235 поряд з виробленням енергії можна отримувати більше одного кг плутонію-239, який можна використовувати як паливо в будь-яких реакторах АЕС замість рідкісного урану-235. Цей фізичний процес, званий відтворенням палива, дозволить залучити до обороту атомної енергетики весь природний уран, включаючи основну його частину - ізотоп уран-238 (99,3% від загальної маси викопного урану). Цей ізотоп у сучасних АЕС на теплових нейтронах практично не бере участі у виробництві енергії. В результаті виробництво енергії за існуючих ресурсів урану і при мінімальному впливі на природу, можна було б збільшити майже в 100 разів. У такому разі атомної енергії людству вистачить на кілька тисячоліть.
За оцінками вчених, спільна робота "теплових" і "швидких" реакторів у пропорції приблизно 80:20% забезпечуєтомну енергетику. ефективне використанняуранових ресурсів. За такого співвідношення швидкі реактори будуть виробляти достатню кількість плутонію-239 для роботи атомних електростанцій з реакторами на теплових нейтронах.
Додатковою перевагою технології швидких реакторів з надмірною кількістю вторинних нейтронів є можливість "випалювати" довгоживучі (з періодом розпаду до тисяч і сотень тисяч років) радіоактивні продукти поділу, перетворюючи їх на короткоживучі з періодом напіврозпаду не більше 200-300 років. Такі перетворені радіоактивні відходи можуть бути надійно поховані у спеціальних сховищах без порушення природного радіаційного балансу Землі.

Роботи в галузі ядерних реакторів на швидких нейтронах реакторів було розпочато у 1960 р. проектуванням першого дослідно-промислового енергетичного реактора БН-350. Цей реактор був пущений у 1973 р. та успішно експлуатувався до 1998 р.
У 1980 р. на Білоярській АЕС у складі енергоблоку №3 було введено в дію наступний, потужніший енергетичний реактор БН-600 (600 МВт(е)), який продовжує надійно працювати до теперішнього часу, будучи найбільшим з діючих реакторів цього типу світі. У квітні 2010 р. реактор повністю відпрацював проектний термін служби 30 років із високими показниками надійності та безпеки. Протягом тривалого періоду експлуатації КВВМ енергоблока підтримується на стабільно високому рівні- Близько 80%. Позапланові втрати менше ніж 1,5%.
За останні 10 років експлуатації енергоблоку не було жодного випадку аварійного зупинення реактора.
Вихід довгоживучих газоаерозольних радіонуклідів у довкілля відсутня. Вихід інертних радіоактивних газів нині дуже малий і становить<1% от допустимого по санитарным нормам.
Експлуатація реактора переконливо продемонструвала надійність проектних заходів щодо запобігання та локалізації течій натрію.
За показниками надійності та безпеки реактор БН-600 виявився конкурентоспроможним із серійними тепловими реакторами на теплових нейтронах (ВВЕР).

Малюнок 1. Реакторна (центральна) зала БН-600

У 1983 р. на базі БН-600 підприємством було розроблено проект удосконаленого реактора БН-800 для енергоблоку потужністю 880 МВт(е). У 1984 р. було розпочато роботи зі спорудження двох реакторів БН-800 на Білоярській та новій Південно-Уральській АЕС. Наступна затримка спорудження цих реакторів була використана для доопрацювання проекту з метою подальшого підвищення його безпеки та покращення техніко-економічних показників. Роботи зі спорудження БН-800 були відновлені у 2006 р. на Білоярській АЕС (4-й енергоблок) та мають бути завершені у 2013 р.

Рисунок 2. Реактор на швидких нейтронах БН-800 (вертикальний розріз)

Малюнок 3. Макет реактора БН-800

Перед реактором БН-800, що будується, поставлені наступні важливі завдання:

Забезпечення експлуатації на MOX-паливі.
Експериментальна демонстрація основних компонентів закритого паливного циклу.
Відпрацювання в реальних умовах експлуатації нових видів обладнання та вдосконалених технічних рішень, введених для підвищення показників економічності, надійності та безпеки.
Розробка інноваційних технологій для майбутніх реакторів на швидких нейтронах з рідкометалевим теплоносієм:

випробування та атестація перспективного палива та конструкційних матеріалів;
демонстрація технології випалювання мінорних актинідів та трансмутації довгоживучих продуктів поділу, що становлять найнебезпечнішу частину радіоактивних відходів атомної енергетики.

У ВАТ "ОКБМ Африкантів" ведеться розробка проекту вдосконаленого комерційного реактора БН-1200 потужністю 1220 МВт.

Малюнок 3. Реактор БН-1200 (вертикальний розріз)

Планується наступна програма реалізації цього проекту:

2010 ... 2016 рр. - розробка техпроекту реакторної установки та виконання програми НДДКР.
2020 р. – введення в дію головного енергоблоку на МОХ-паливі та організація його централізованого виробництва.
2023 ... 2030 р.р. - Введення в експлуатацію серії енергоблоків сумарною потужністю близько 11 ГВт.

Поряд із рішеннями, підтвердженими позитивним досвідом експлуатації БН-600 та закладеними у проект БН-800, у проекті БН-1200 використовуються нові рішення, спрямовані на подальше покращення техніко-економічних показників та підвищення безпеки.
За техніко-економічними показниками:

підвищення коефіцієнта використання встановленої потужності з планованої величини 0,85 БН-800 до 0,9;
поетапне підвищення вигоряння МОХ-палива з досягнутого рівня експериментальних ТВС 11,8 % т.а. до рівня 20% т.а. (середнє вигоряння ~140 МВт на добу/кг);
збільшення коефіцієнта відтворення до ~1,2 на уран-плутонієвому оксидному паливі та до ~1.45 на змішаному нітридному паливі;
зниження питомих показників металоємності в ~1,7 раза порівняно з БН-800
збільшення терміну служби реактора від 45 років (БН-800) до 60 років.

З безпеки:

ймовірність важкого пошкодження активної зони має бути на порядок меншою від вимог нормативних документів;
санітарно-захисна зона має знаходитись у межах майданчика АЕС для будь-яких проектних аварій;
межа зони захисних заходів має співпадати з кордоном майданчика АЕС для важких запроектних аварій, ймовірність реалізації яких не перевищує 10-7 на реактор/рік.

Оптимальне поєднання референтних та нових рішень та можливість розширеного відтворення палива дозволяють віднести даний проект до ядерних технологій IV покоління.

ВАТ "ОКБМ Африкантів" бере активну участь у міжнародному співробітництві по швидких реакторах. Воно було розробником проекту китайського експериментального реактора на швидких нейтронах CEFR та головним підрядником з виготовлення основного обладнання реактора, брало участь у здійсненні фізичного та енергетичного пусків реактора у 2011 р. та надає допомогу у освоєнні його потужності. Наразі триває підготовка міжурядової угоди про спорудження в КНР демонстраційного швидкого реактора з натрієвим теплоносієм (CDFR) на базі проекту БН-800 за участю ОКБМ та інших підприємств Держкорпорації "Росатом".

Після пуску та успішної експлуатації Першої у світі АЕС у 1955 році з ініціативи І. Курчатова було прийнято рішення про будівництво на Уралі промислової атомної електростанції з водо-водяним реактором канального типу. До особливостей цього типу реакторів відноситься перегрів пари до високих параметрів безпосередньо в активній зоні, що відкривало можливість використання серійного турбінного обладнання.

У 1958 році в центрі Росії в одному з наймальовничіших куточків уральської природи розгорнулося будівництво Білоярської АЕС. Для монтажників ця станція почалася ще в 1957 році, а оскільки в ті часи тема атомних станцій була закрита, у листуванні та житті вона називалася Білоярська ДРЕС. Починали цю станцію працівники тресту "Ураленергомонтаж". Їхніми зусиллями у 1959 році було створено базу з цехом виготовлення водопаропроводів (1 контур реактора), збудовано три житлові будинки в селищі Зарічний та розпочато зведення головного корпусу.

1959 року на будівництві з'явилися працівники тресту «Центроенергомонтаж», яким доручалося монтувати реактор. Наприкінці 1959 року на будівництво АЕС було перебазовано ділянку з Дорогобужу Смоленської області та монтажні роботи очолив В. Невський, майбутній директор Білоярської АЕС. Усі роботи з монтажу тепломеханічного обладнання повністю передано тресту «Центроенергомонтаж».

Інтенсивний період будівництва Білоярської АЕС розпочався з 1960 року. У цей час монтажникам довелося разом із веденням будівельних робіт освоювати нові технології з монтажу нержавіючих трубопроводів, облицювання спецприміщень та сховищ радіоактивних відходів, монтаж конструкцій реактора, графітову кладку, автоматичне зварювання тощо. Навчалися на ходу у фахівців, які вже брали участь у спорудженні атомних об'єктів. Перейшовши від технології монтажу теплових електростанцій до монтажу обладнання атомних електростанцій, працівники «Центроенергомонтажу» успішно впоралися зі своїми завданнями, і 26 квітня 1964 року перший енергоблок Білоярської АЕС з реактором АМБ-100 видав перший струм у Свердловську енергосистему. Ця подія поряд із введенням в експлуатацію одного енергоблоку Нововоронезької АЕС означало народження великої ядерної енергетики країни.

Реактор АМБ-100 став подальшим удосконаленням конструкції реактора Першої у світі атомної електростанції в Обнінську. Він був реактор канального типу з вищими тепловими характеристиками активної зони. Отримання пари високих параметрів за рахунок ядерного перегріву у реакторі стало великим кроком уперед у розвитку атомної енергетики. реактор працював в одному блоці з турбогенератором потужністю 100 МВт.

У конструктивному відношенні реактор першого енергоблоку Білоярської АЕС виявився цікавим тим, що він створювався фактично безкорпусним, тобто реактор не мав важкого багатотонного міцного корпусу, як, скажімо, аналогічний за потужністю реактор водо-водяного типу ВВЕР із корпусом довжиною 11-12 м , Діаметром 3-3,5 м, товщиною стінок і днища 100-150 мм і більше. Можливість будівництва АЕС з реакторами безкорпусного канального типу виявилася досить привабливою, оскільки звільняла заводи важкого машинобудування від необхідності виготовлення сталевих виробів масою 200-500 т. з вимогою точності роботи дуже багатьох приладів, наявністю великої кількості труб різних розмірів, що знаходяться під високим тиском, і т.д.

Перший блок Білоярської АЕС досяг повної проектної потужності, проте через відносно невелику встановлену потужність блоку (100 МВт), складність його технологічних каналів і, отже, дорожнечу, вартість 1 кВтг електроенергії виявилася суттєво вищою, ніж у теплових станцій Уралу.

Другий блок Білоярської АЕС з реактором АМБ-200 був побудований швидше, без напруги в роботі, оскільки будівельно-монтажний колектив був уже підготовлений. Реакторну установку було значно вдосконалено. Вона мала одноконтурну схему охолодження, що спростило технологічну схему всієї АЕС. Так само, як у першому енергоблоці, головна особливість реактора АМБ-200 видачі пари високих параметрів безпосередньо в турбіну. 31 грудня 1967 року енергоблок № 2 було включено до мережі – цим було завершено спорудження 1-ї черги станції.

Значна частина історії експлуатації 1-ї черги БАЕС була наповнена романтикою та драматизмом, властивими всьому новому. Особливо це було властиво періоду освоєння блоків. Вважалося, що проблем у цьому не повинно бути – були прототипи від реактора АМ «Перший у світі» до промислових реакторів для напрацювання плутонію, на яких апробувалися основні концепції, технології, конструктивні рішення, багато типів обладнання та систем, і навіть значна частина технологічних режимів . Однак виявилося, що різниця між промисловою АЕС та її попередниками настільки велика та своєрідна, що виникли нові, раніше невідомі проблеми.

Найбільшою і явною з них виявилася незадовільна надійність випарних та пароперегрівальних каналів. Після нетривалого періоду їх роботи з'являлася розгерметизація твелів по газу або текти теплоносія з неприйнятними наслідками для кладки графітової реакторів, технологічних режимів експлуатації і ремонту, радіаційного впливу на персонал і навколишнє середовище. За науковими канонами та розрахунковими нормативами того часу цього не мало бути. Поглиблені дослідження цього нового явища змусили переглянути уявлення про фундаментальні закономірності кипіння води в трубах, оскільки навіть при малій щільності теплового потоку виникав невідомий раніше вид кризи теплообміну, який був відкритий в 1979 В.Є. Дорощуком (ПТІ) і згодом названо «кризу теплообміну ІІ роду».

1968 року було ухвалено рішення про будівництво на Білоярській АЕС третього енергоблоку з реактором на швидких нейтронах – БН-600. Наукове керівництво створенням БН-600 здійснювалося Фізико-енергетичним інститутом, проект реакторної установки було виконано Досвідченим конструкторським бюро машинобудування, а генеральне проектування блоку здійснювало Ленінградське відділення «Атомелектропроект». Будував блок генеральний підрядник – трест «Ураленергобуд».

Під час його проектування враховувався досвід експлуатації реакторів БН-350 у м. Шевченка та реактора БОР-60. Для БН-600 було прийнято більш економічне та конструктивно вдале інтегральне компонування першого контуру, відповідно до якої активна зона реактора, насоси та проміжні теплообмінники розміщуються в одному корпусі. Корпус реактора, що має діаметр 12,8 м та висоту 12,5 м, встановлювався на каткових опорах, закріплених на фундаментній плиті шахти реактора. Маса реактора у зборі становила 3900 тонн, а загальна кількість натрію в установці перевищує 1900 тонн. Біологічний захист був виконаний із сталевих циліндричних екранів, сталевих болванок та труб із графітовим заповнювачем.

Вимоги до якості монтажних та зварювальних робіт для БН-600 виявилися на порядок вищими за досягнуті раніше, і колективу монтажників довелося терміново перенавчати персонал та освоювати нові технології. Так у 1972 році при складанні корпусу реактора з аустенітних сталей на контролі просвічуванням великих зварних швів уперше було застосовано бетатрон.

Крім того, при монтажі внутрішньокорпусних пристроїв реактора БН-600 пред'являлися особливі вимоги по чистоті, велася реєстрація всіх деталей, що вносяться і виносяться з внутрішньореакторного простору. Це було зумовлено неможливістю надалі промивання реактора та трубопроводів з теплоносієм-натрієм.

Велику роль розробці технології монтажу реактора зіграв Микола Муравйов, якого вдалося запросити працювати з Нижнього Новгорода, де раніше працював у конструкторському бюро. Він був одним із розробників проекту реактора БН-600, і на той час уже перебував на пенсії.

Колектив монтажників успішно впорався з поставленими завданнями щодо монтажу блоку на швидких нейтронах. Заливка реактора натрієм показала, що чистота контуру була витримана навіть вище необхідної, так як температура застигання натрію, яка залежить в рідкому металі від наявності сторонніх забруднень і оксидів, виявилася нижчою за досягнуті на монтажі реактори БН-350, БОР-60 в СРСР і АЕС. Фенікс» у Франції.

Успіх роботи монтажних колективів на спорудженні Білоярської АЕС багато в чому залежав від керівників. Спочатку це був Павло Рябуха, потім прийшов молодий енергійний Володимир Невський, а потім його змінив Вазген Казаров. В. Невський багато зробив становлення колективу монтажників. 1963 року його призначили директором Білоярської АЕС, а надалі він очолив «Главатоменерго», де багато працював для становлення атомної енергетики країни.

Нарешті, 8 квітня 1980 р. відбувся енергетичний запуск енергоблока № 3 Білоярської АЕС із реактором на швидких нейтронах БН-600. Деякі проектні характеристики БН-600:

електрична потужність – 600 МВт;
теплова потужність – 1470 МВт;
температура пари – 505 про З;
тиск пари – 13,7 МПа;
термодинамічний ККД брутто - 40,59%.

Слід спеціально зупинитися на досвіді поводження з натрієм як теплоносій. Він має непогані теплофізичні та задовільні ядерно-фізичні властивості, добре сумісний з нержавіючими сталями, двоокисом урану та плутонію. Зрештою, він не дефіцитний і відносно недорогий. Однак він дуже хімічно активний, через що його застосування вимагало вирішення, принаймні, двох серйозних завдань: зведення до мінімуму ймовірності течії натрію з контурів циркуляції та міжконтурних течій у парогенераторах та забезпечення ефективної локалізації та припинення горіння натрію у разі його витоку.

Перше завдання загалом досить успішно було вирішено на стадії розробки проектів устаткування й трубопроводів. Дуже вдалою виявилася інтегральна компонування реактора, при якій все основне обладнання та трубопроводи 1-го контуру з радіоактивним натрієм були «заховані» всередині корпусу реактора, і тому його витік в принципі виявився можливим лише з нечисленних допоміжних систем.

І хоча БН-600 сьогодні є найбільшим енергоблоком з реактором на швидких нейтронах у світі, Білоярська АЕС не входить до атомних станцій з великою встановленою потужністю. Її відмінності та переваги визначаються новизною та унікальністю виробництва, його цілей, технології та обладнання. Всі реакторні установки БелАЕС були призначені для дослідно-промислового підтвердження чи заперечення закладених проектувальниками та конструкторами технічних ідей та рішень, дослідження технологічних режимів, конструкційних матеріалів, тепловиділяючих елементів, керуючих та захисних систем.

Усі три енергоблоки не мають прямих аналогів ні у нас у країні, ні за кордоном. У них було втілено багато ідей перспективного розвитку ядерної енергетики:

споруджено та освоєно енергоблоки з канальними водографітовими реакторами промислових масштабів;
застосовані серійні турбоустановки високих параметрів із ККД теплосилового циклу від 36 до 42 %, чого не має жодна АЕС у світі;
застосовані ТВС, конструкція яких виключає можливість потрапляння осколкової активності в теплоносій навіть при руйнуванні твелів;
у першому контурі реактора 2-го блоку застосовані вуглецеві сталі;
значною мірою освоєно технологію застосування та поводження з рідкометалевим теплоносієм;

Білоярська АЕС першою з атомних електростанцій Росії зіткнулася на практиці з необхідністю вирішення завдання виведення з експлуатації реакторних установок, що відпрацювали ресурс. Розвиток цього дуже актуального для всієї атомної енергетики напряму діяльності через відсутність організаційно-нормативної документальної бази та невирішеність питання фінансового забезпечення мало тривалий інкубаційний період.

Більш ніж 50-річний період експлуатації Білоярської АЕС має три досить виражені етапи, кожному з яких були притаманні свої напрямки діяльності, специфічні труднощі її здійснення, успіхи та розчарування.

Перший етап (з 1964 року до середини 70-х рр.) був повністю пов'язаний з пуском, освоєнням та досягненням проектного рівня потужності енергоблоків 1-ї черги, безліччю реконструктивних робіт та вирішенням проблем, пов'язаних з недосконалістю проектів блоків, технологічних режимів та забезпеченням сталої роботи паливних каналів Все це вимагало від колективу станції величезних фізичних та інтелектуальних зусиль, які, на жаль, не увінчалися впевненістю у правильності та перспективності вибору уран-графітових реакторів з ядерним перегріванням пари для подальшого розвитку атомної енергетики. Однак найбільш істотна частина накопиченого досвіду експлуатації 1-ї черги була врахована проектувальниками та конструкторами під час створення уран-графітових реакторів наступного покоління.

Початок 70-х років пов'язаний із вибором для подальшого розвитку атомної енергетики країни нового напряму – реакторних установок на швидких нейтронах з подальшою перспективою будівництва кількох енергоблоків із реакторами-розмножувачами на змішаному уран-плутонієвому паливі. При визначенні місця будівництва першого дослідно-промислового блоку на швидких нейтронах вибір ліг на Білоярську АЕС. Істотний вплив на цей вибір зробило визнання здібностей колективів будівельників, монтажників та персоналу станції належним чином побудувати цей унікальний енергоблок та надалі забезпечити його надійну експлуатацію.

Це рішення означило другий етап у розвитку Білоярської АЕС, яким здебільшого було завершено з рішенням Державної комісії про приймання закінченого будівництва енергоблоку з реактором БН-600 з оцінкою, що рідко застосовується в практиці, «відмінно».

Забезпечення якісного виконання робіт цього етапу було доручено найкращим спеціалістам як у підрядників з будівництва та монтажу, так і зі складу експлуатаційного персоналу станції. Персонал станції набув великого досвіду в налагодженні та освоєнні обладнання АЕС, що було активно та плідно використано під час пусконалагоджувальних робіт на Чорнобильській та Курській АЕС. Особливо слід сказати про Білібінську АЕС, де крім пуско-налагоджувальних робіт було виконано глибокий аналіз проекту, з урахуванням якого було внесено низку значних удосконалень.

З пуском в експлуатацію третього блоку розпочався третій етап існування станції, що триває вже понад 35 років. Цілями цього етапу було досягнення проектних показників блоку, підтвердження практикою життєздатності конструктивних рішень та набуття досвіду експлуатації для подальшого обліку у проекті серійного блоку з реактором-розмножувачем. Всі ці цілі на сьогодні успішно досягнуті.

Концепції забезпечення безпеки, закладені у проекті блоку, загалом підтвердилися. Так як точка кипіння натрію майже на 300 про перевищує його робочу температуру, реактор БН-600 працює майже без тиску в корпусі реактора, який стало можливим виготовити з високопластичної сталі. Це практично виключає можливість виникнення тріщин, що швидко розвиваються. А триконтурна схема передачі тепла від активної зони реактора зі збільшенням тиску в кожному наступному контурі повністю виключає можливість попадання радіоактивного натрію 1-го контуру в другий (не радіоактивний) і тим більше в пароводяний третій контур.

Підтвердженням досягнутого високого рівня безпеки та надійності БН-600 є виконаний після аварії на Чорнобильській АЕС аналіз безпеки, який не виявив необхідності будь-яких технічних удосконалень термінового характеру. Статистика спрацьовування аварійних захистів, аварійних відключень, непланових зниження робочої потужності та інших відмов показує, що реактор БН-6ОО перебуває принаймні в числі 25 % кращих ядерних блоків світу.

За підсумками щорічного конкурсу Білоярська АЕС у 1994, 1995, 1997 та 2001 роках. удостоювалася звання «Краща АЕС Росії».

У передпусковій стадії знаходиться енергоблок №4 із реактором на швидких нейтронах БН-800. Новий 4-й енергоблок із реактором БН-800 потужністю 880 МВт 27 червня 2014 року було виведено на мінімальний контрольований рівень потужності. Енергоблок покликаний суттєво розширити паливну базу атомної енергетики та мінімізувати радіоактивні відходи за рахунок організації замкнутого ядерно-паливного циклу.

Розглядається можливість подальшого розширення Білоярської АЕС енергоблоком №5 із швидким реактором потужністю 1200 МВт – головного комерційного енергоблоку для серійного будівництва.