18 января состоялось вручение премии Правительства РФ в области науки и техники. В числе отмеченных — работа «Повышение эффективности эксплуатации и радиационной безопасности реакторной установки БН‑600, использование полученного опыта для перспективных проектов реакторных установок на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем». Руководитель коллектива Борис Васильев в интервью «СР» раскрыл подробности этого большого проекта.
— Расскажите об исследованиях, за которые ваш коллектив получил премию.
— В СМИ довольно много говорится о лидерстве России в области реакторов на быстрых нейтронах. В значительной мере это связано с тем, что только в нашей стране действуют энергетические реакторы такого типа — БН‑600 и БН‑800 на Белоярской АЭС.
БН‑600 введен в строй в 1980 году, установка уникальная с точки зрения как длительности, так и эффективности эксплуатации. Именно этот опыт — основа развития «быстрой» технологии.
Успех БН‑600 в первую очередь определяется надежностью конструкции, хорошо продуманными и тщательно обоснованными техническими решениями по ней. Но эффективность и безопасность реактора достигнуты еще и благодаря исследованиям и усовершенствованиям проекта, выполненным в процессе эксплуатации. Это как раз и была наша работа.
— В чем заключаются основные результаты исследований?
— Постараюсь кратко охарактеризовать каждое направление. Значительный объем исследований был посвящен усовершенствованию активной зоны. Эффективность использования ядерного топлива определяется двумя основными факторами: глубиной выгорания и длительностью топливной кампании. На момент пуска БН-600 поведение топлива в быстром реакторе не было достаточно изучено. На начальном этапе эксплуатации было достигнуто среднее выгорание около 42 МВт·сут./кг. Благодаря нашей работе его удалось увеличить до 74 МВт·сут./кг, а топливную кампанию — более чем в два раза.
В направлении радиационной безопасности была создана система поиска и удаления из реактора ТВС с негерметичными твэлами. Комплекс исследований по радиационным характеристикам БН‑600, имеющего конструкцию интегрального типа, показал, что по радиационной безопасности он превосходит реакторы других типов.
Парогенераторы «натрий — вода». Работоспособность реакторных установок типа БН в значительной мере определяется надежностью парогенератора, в котором нагрев воды и получение пара обеспечиваются за счет теплопередачи от натриевого теплоносителя. Для исключения выхода из строя из-за межконтурных течей была усовершенствована конструкция парогенераторов и определены оптимальные режимы работы. В итоге за последние 25 лет межконтурных течей в парогенераторах БН‑600 не было. Материаловедческие и расчетные исследования дали возможность увеличить срок службы модулей парогенераторов на 20 – 50 %.
И наконец, был проведен комплекс материаловедческих исследований для обоснования продления срока эксплуатации БН‑600. Мы разработали новую методологию расчета прочности конструкций реактора, включающую предположение наличия пропущенных при изготовлении дефектов.
В итоге была обоснована работоспособность БН‑600 в течение 45 лет — на 15 лет больше проектного срока.
— Но продлением эксплуатации БН‑600 значение работы не ограничивается?
— Опыт эксплуатации и наши исследования исключительно важны для недавно построенного реактора БН‑800 и разрабатываемого БН‑1200. Так, среднее выгорание МОКС-топлива в первых топливных загрузках БН‑800 и БН‑1200 планируется уже на уровне 90 МВт·сут./кг. Возможность достичь глубокого выгорания МОКС-топлива, которое применено в проекте БН‑800 и рассматривается для применения в БН‑1200 наряду с нитридным топливом, показана при испытаниях в реакторе БН‑600. Исследования нитридного топлива тоже проводятся в БН‑600. Исследования позволили обосновать надежность, упростить и удешевить конструкцию парогенераторов для БН‑800 и особенно для БН‑1200.
А наиболее важно в экономическом плане то, что обоснована возможность и условия длительной эксплуатации реактора типа БН. Для БН-1200 с учетом широкого применения в конструкции более жаропрочной стали проектный срок службы — 60 лет. Рассматривается также эксплуатация БН‑600 и БН‑800 свыше 45 лет.
В целом результаты наших исследований свидетельствуют о том, что в России создана научно-техническая основа для промышленного развития реакторов на быстрых нейтронах, серийного сооружения на базе проекта БН‑1200.
— Но научной и технологической базы недостаточно — нужно, чтобы реакторы были конкурентоспособными.
— Конечно. Задача разработчиков — чтобы удельные капитальные затраты на БН‑1200, которые разрабатываются для серийного сооружения, не превышали показатель лучших проектов ВВЭР. По нашим оценкам и расчетам генерального проектировщика, с учетом усовершенствований БН‑1200 это обеспечивается. Кроме того, конкурентоспособность атомной энергетики вообще, без привязки к типу реактора, будет определяться и экологическими преимуществами — отсутствием углеродных выбросов и других масштабных загрязнений окружающей среды. Но следует иметь в виду накопление радиоактивных отходов. И в этом отношении у реакторов на быстрых нейтронах преимущество — они могут выжигать минорные актиниды, и те не будут переходить в разряд долгоживущих РАО. Сюда же относится выжигание плутония. Возможность его циклирования в составе МОКС-топлива реакторов на тепловых нейтронах весьма ограничена.
— Значит, российскую «быструю» технологию ждут великие дела?
— Я так скажу: перспективы атомной энергетики в значительной мере зависят от того, когда и как будет организован переход к замкнутому топливному циклу, что в принципе необходимо из-за ограничений сырьевой урановой базы. И в нашей стране такой переход можно сделать достаточно быстро и успешно, поскольку только в России подготовлена к промышленной реализации эффективная технология реакторов на быстрых нейтронах.
СОАВТОРЫ
Головную организацию, ОКБМ, представляли три специалиста. Олег Виленский отвечал за обоснование прочности и работоспособности конструкций реактора при продлении срока эксплуатации. Сергей Осипов — за исследования в области радиационной безопасности. Борис Васильев — за совершенствование активной зоны, увеличение выгорания ядерного топлива. Кроме того, как главный конструктор реакторных установок БН, с 2000 по 2016 год он принимал участие в организации и выполнении других исследований.
От ФЭИ в работе участвовал Александр Цикунов — исследования по радиационной безопасности, и Владимир Поплавский — исследования по парогенераторам, организация исследований по другим направлениям. Владимир Поплавский был заместителем директора ФЭИ по исследованиям в области быстрых реакторов в течение 20 лет и внес большой вклад в их развитие. Но, к глубокому сожалению, не дожил до официального признания работы, звание лауреата ему присвоено посмертно.
Владимир Денисов из ОКБ «Гидропресс» занимался исследованием и разработкой в обоснование надежной длительной эксплуатации парогенераторов. Вопросы разработки конструкционных материалов для ядерного топлива были в ведении Андрея Целищева из ВНИИНМ.
От ЦНИИ КМ «Прометей» (НИЦ «Курчатовский институт») в работе участвовал Борис Марголин — исследования в области материаловедения и разработка методологии для анализа прочности конструкций реактора при длительной эксплуатации. Белоярскую АЭС представлял Олег Потапов — участие в работах по всем направлениям исследований и усовершенствований, и Владимир Чуев — исследования в обоснование увеличения выгорания ядерного топлива.