40 лет назад в городе Актау (Казахстан) была построена первая ядерно-энергетическая установка на быстрых нейтронах – реактор с натриевым теплоносителем БН-350. Развитию этой технологии посвящено интервью с главным конструктором быстрых реакторов ОАО «ОКБМ Африкантов» Борисом ВАСИЛЬЕВЫМ.
– Борис Александрович, расскажите о начале развития технологии БН в нашей стране. Какие силы и средства вложило в нее ОКБМ?
– Начало разработки быстрых реакторов связано с ФЭИ. Там были заложены фундаментальные основы этого направления, в том числе создана экспериментальная база и первые исследовательские быстрые реакторы. И именно ФЭИ организовал разработку энергетических реакторов БН и стал научным руководителем направления, а ОКБМ выступило в качестве основного разработчика – главного конструктора этих реакторов. Разработка первого энергетического быстрого реактора БН-350 началась в 1960 году.
Натриевые теплообменникиПо мере развития работ на нашем предприятии росла концентрация специалистов, технических и вычислительных средств для обоснования проектов. Ее пик, вероятно, пришелся на 1970-е годы. В этот период в ОКБМ функционировали натриевые стенды, созданные с участием ФЭИ. Были проведены уникальные испытания многих видов оборудования с использованием непосредственно натриевого теплоносителя. Они позволили получить ответы на основные вопросы, связанные с дальнейшими разработками реакторов БН. Выяснилось, что при испытаниях тепловыделяющих сборок и главных циркуляционных насосов возможно использование вместо натрия воды, которая имеет близкие гидравлические характеристики. Была определена специфика воздействия натриевого теплоносителя на оборудование реактора. Полученный в те годы опыт используется нами до сих пор.
– Какие проекты были реализованы за прошедшие годы? Как был использован полученный опыт?
– За эти годы было создано два энергетических быстрых натриевых реактора – БН-350 и БН-600, разработан проект реактора БН-800, сооружение которого в настоящее время заканчивается.
На начальной стадии эксплуатации БН-350 в Казахстане мы столкнулись с трудностями, связанными с недостаточным знанием работы энергетического реактора БН, обладающего гораздо большей мощностью по сравнению с исследовательскими реакторами. Однако после принятия ряда решений и модернизации установки, в основном парогенераторов, БН-350 стабильно и безопасно проработал 26 лет и был остановлен не по причине исчерпания технического ресурса, а из-за отсутствия уверенности в качестве обеспечения его эксплуатации после распада СССР.
Следует особо отметить успешную работу реактора БН-600 на Белоярской АЭС. Здесь проблемы начальной стадии эксплуатации были минимальны и быстро устранены. Этот реактор уже отработал 32 года без каких-либо серьезных замечаний. На сегодняшний день это единственный в мире действующий энергетический реактор на быстрых нейтронах. Обосновано продление срока его эксплуатации с проектных 30 лет до 45 лет.
Опыт эксплуатации этих реакторов оказался очень полезным с точки зрения проектирования. Стало ясно, что решение о переходе от петлевой компоновки БН-350 к интегральной компоновке, реализованной на БН-600 и БН-800, было совершенно верным (оно будет использоваться и в перспективных проектах), были получены экспериментальные данные, необходимые для обоснованного принятия решений по усовершенствованию оборудования.
После чернобыльской аварии и последовавшей общей стагнации атомной отрасли объем работ по БН в ОКБМ, как и по другим направлениям, был сокращен. Однако нам удалось сохранить достаточно действенный потенциал разработчиков к моменту возрождения отрасли в 2000-х годах. Мы смогли существенно улучшить проект реактора БН-800, что позволило принять в 2006 году решение о возобновлении его сооружения. Сегодня на стадии технического проектирования находится новый реактор БН-1200, предназначенный для серийного сооружения.
– В чем, по Вашему мнению, преимущество реакторов типа БН перед другими «быстрыми» технологиями?
– Чтобы замкнутый ядерный топливный цикл обеспечил долгосрочное функционирование атомной энергетики, необходимы быстрые реакторы, при этом тип их теплоносителя не имеет значения – главное, чтобы коэффициент воспроизводства реактора был больше 1.
Преимущество технологии быстрых натриевых реакторов заключается в том, что на сегодняшний день показана ее техническая реализуемость, надежность и перспективы дальнейшего совершенствования. Отмеченные в ряде выступлений Сергея Кириенко, Владимира Путина и Дмитрия Медведева успехи атомной отрасли России в освоении технологии быстрых реакторов, безусловно, относятся к реакторам БН, поскольку другого типа быстрых реакторов пока не существует.
Эффективность натрия как теплоносителя определяется целым рядом его положительных качеств, а проблемные свойства, связанные с высокой химической активностью по отношению к воздуху и воде, надежно нейтрализуются.
И, что очень существенно, практика эксплуатации реакторов БН продемонстрировала свойства внутренней самозащищенности, связанные с использованием натриевого теплоносителя. При принятии усовершенствованных технических решений по конструкции установки, использовании пассивных систем безопасности можно обеспечить очень высокий уровень безопасности реактора типа БН. В полной мере возможности повышения безопасности будут использованы в проекте БН-1200, но значительная их часть реализована уже в проекте БН-800.
– Каковы современные требования к безопасности реакторных установок? Расскажите о методологических подходах к их реализации.
– Говоря об анализе безопасности, мы неизбежно сталкиваемся с часто декларируемым понятием «абсолютной безопасности». Поскольку в реальности понятие «абсолютное» всегда носит условный характер, следует, наверное, говорить о достаточной степени обеспечения безопасности при всех технически возможных ситуациях, с учетом всех барьеров и средств безопасности, которые используются на АЭС. Основным критерием, характеризующим безопасность атомных станций, является ограничение возможного воздействия аварий на население таким уровнем, при котором исключается необходимость его эвакуации. По мере совершенствования АЭС требования по безопасности ужесточаются, размеры зоны возможной эвакуации минимизируются. Для АЭС нового поколения ставится задача полного исключения необходимости эвакуации населения в районе размещения АЭС при любых технически возможных авариях.
Всесторонность, многоплановость обоснования безопасности достигается применением двух типов анализа – детерминистического и вероятностного. Детерминистический анализ позволяет принимать конкретные технические решения при проектировании, вероятностный – не только оценить практическую возможность реализации тяжелой аварии, но и выявить слабые места принимаемых в проекте технических решений. При тщательном анализе безопасности можно было бы избежать тяжелых аварий на Чернобыльской АЭС и АЭС «Фукусима-1», поскольку они были связаны с явными просчетами в проектах.
– Как смещались акценты при создании следующих поколений реакторов БН? В частности, чему, помимо безопасности, уделяется основное внимание при создании БН-1200?
– При проектировании первых быстрых энергетических реакторов типа БН главным было обеспечить их эксплуатационную надежность, и принятые технические решения себя оправдали. В те времена основной целью было не достижение приемлемых технико-экономических показателей, а демонстрация возможности создания установок, обеспечивающих расширенное воспроизводство плутония. Сейчас не вызывает сомнений, что быстрые реакторы при широкомасштабном внедрении должны быть не только безопасными, но и конкурентоспособными. Поэтому определенные решения, направленные на снижение стоимости энергоблока, были приняты уже при проектировании реактора БН-800. Но в полной мере использовать накопленный опыт для достижения этой цели планируется в проекте энергоблока с реактором БН-1200. По оценкам разработчиков реактора и проектировщиков, этот энергоблок по удельным капитальным затратам будет сопоставим с энергоблоком с реактором типа ВВЭР аналогичной мощности.
На начальном этапе в быстрых реакторах использовалось обогащенное (в виде оксида) урановое топливо, тогда как по сути они предназначаются для работы на уранплутониевом топливе. Создание такого топлива является отдельной и достаточно дорогостоящей задачей, поэтому освоение соответствующей технологии в советские годы было сознательно отложено. Поскольку работа реакторной установки не зависит от типа топлива, приоритет был отдан освоению новой технологии БН, получению опыта эксплуатации быстрых реакторов. К тому же в те годы в стране не существовало проблем с урановыми ресурсами, в том числе обогащенным ураном.
Попытка перехода к использованию уранплутониевого оксидного (МОКС) топлива была сделана в 1980-е годы, когда было запланировано сооружение трех реакторов БН-800 на Южно-Уральской и Белоярской АЭС. Для этих реакторов было начало создание производства МОКС-топлива в ПО «Маяк». Однако чернобыльская авария привела, в том числе, и к остановке этой стройки. Сейчас создается новое производство МОКС-топлива для БН-800. Соответственно, одной из основных задач реактора БН-800, пуск которого намечен на 2014 год, является освоение уранплутониевого топлива и других технологий замкнутого топливного цикла.
БН-1200, безусловно, должен работать на уранплутониевом топливе. Для этого реактора наряду с МОКС-топливом рассматривается перспективное нитридное топливо, характеризующееся большей плотностью, что обеспечивает больший коэффициент воспроизводства по плутонию.
– Кто ваши основные партнеры по созданию реакторов данного типа?
– Все проекты ОКБМ по направлению БН осуществлялись с участием наших постоянных партнеров: ФЭИ, о роли которого уже говорилось, СПбАЭП – генерального проектировщика, объединяющего все работы по созданию энергоблоков с реакторами БН, ОКБ «Гидропресс» – разработчика парогенератора, ВНИИНМ – главного конструктора-технолога твэлов, а также ЦНИИ КМ «Прометей» – головной материаловедческой организации, обеспечивающей решение специфических вопросов применения материалов в условиях использования натриевого теплоносителя и высоких температур, что характерно только для реакторов БН. Освоение технологии реакторов БН было бы невозможным без участия еще целого ряда институтов, а также заводов, изготавливающих оборудование (хочу выделить Подольский машиностроительный завод). Очень большой вклад внесен Белоярской АЭС, на которой эксплуатируется реактор БН-600 и сооружается реактор БН-800.
Реакторный зал БН-600
– Расскажите о развитии международного сотрудничества в этой области.
– На начальной стадии разработки быстрых реакторов работы по этому направлению наряду с СССР активно развивали многие страны: США, Великобритания, Франция, Германия, несколько позднее – Япония. В те годы важным было, с одной стороны, опередить зарубежных конкурентов, а с другой – получить информацию об их разработках. Поскольку это представляло взаимный интерес, проводилось много международных семинаров, конференций, приносивших большую пользу всем сторонам.
СССР активно участвовал в международном сотрудничестве. Масштабное партнерство развивалось с Францией: шел широкий обмен информацией о разрабатываемых проектах, проводился ряд работ для французских проектов. Были тесные контакты с Японией, в меньшей мере – с другими странами.
Начиная с 1990-х годов мы стали сотрудничать с Китаем: была развернута большая совместная работа по созданию экспериментального реактора на быстрых нейтронах CEFR. К настоящему времени этот проект реализован в КНР с большой помощью российской стороны; нами сделаны основы технического проекта реактора и энергоблока, изготовлено основное оборудование реактора. Это сотрудничество, безусловно, принесло большую пользу не только китайской стороне, но и нам – для сохранения опыта, расширения кругозора, восстановления технологий изготовления оборудования для реакторов типа БН, которые в дальнейшем использовались при создании оборудования для БН-800.
1В настоящее время сохраняется хорошая перспектива сотрудничества с Китаем, возможно возобновление более тесного взаимодействия с Францией.
Тем не менее, главным условием развития успехов в создании быстрых реакторов в России является неуклонное самостоятельное движение вперед по всем направлениям, требующимся для замкнутого топливного цикла, – это сооружение головного, а затем серийных реакторов БН-1200, создание производств по изготовлению смешанного уран-плутониевого топлива и крупных мощностей по переработке отработавшего топлива.
