Атомная энергетика

Энергетика
Реакторы с тяжелой водой под давлением
Проектные параметры и характеристики ВВЭР-СКД
Использование тория
реактор ВВЭР-СКД
Расчеты выгорания рабочих ТВС и ТВС с МА.
реактор БН-350
Конструкция реактора
Опыт эксплуатации РУ БН-350
Вывод из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах БН-350
Баксанская нейтринная обсерватория
Основные типы реакторов, принятые к промышленной реализации
АЭС с уран-графитовыми канальными реакторами

Опыт эксплуатации РУ БН-350 и научные исследования

В процессе эксплуатации реакторной установки (РУ) БН-350 были исследованы нейтронно-физические характеристики активной зоны, зоны воспроизводства и внутриреакторного хранилища реактора БН-350.

Исследованы распределения мощностей доз гамма-излучения, активность обмывочных вод, вентиляционных выбросов. Доказано, что активность аэрозолей в сотни раз меньше установленных санитарных норм. Экспериментально подтверждено, что эффективность биологической защиты реактора достаточна.

Практически доказана возможность надежной, безопасной и стабильной работы энергетического реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем с теплотехническими и нейтронно-физическими характеристиками, значительно превышающими аналогичные параметры реакторов на тепловых нейтронах.

На реакторе проведен анализ аварийных режимов работы парогенераторов, сделаны выводы об особой важности быстродействия систем контроля и устройств, ограничивающих количество попадающей в натрий воды при разгерметизации теплопередающих трубок парогенераторов.

Практически доказана возможность надежной, безопасной и стабильной работы энергетического реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем с теплотехническими и нейтронно-физическими характеристиками, значительно превышающими аналогичные параметры реакторов на тепловых нейтронах и доказано, что в этих реакторах можно сжигать  уран до 80-90 %, а в тепловых реакторах – 3 % макс. – 8 %.

В процессе исследований нейтронно-физических характеристик были проведены работы по оценке наработки радиоактивных нуклидов (кобальта-60, иридия, цезия -30, хрома -51) в АЗ ректора БН-350.

Также на основании проведенных исследований на реакторе БН-350 была обоснована возможность использования быстрых реакторов, наряду с эффективной выработкой электрической энергии и опреснения морской воды, для эффективного выжигания наиболее потенциально опасной части радиоактивных отходов атомной энергетики – долгоживущих актиноидов. Тем самым доказана возможность радикального решения проблемы сжигания и захоронения радиоактивных отходов атомной энергетики.

В том, что замкнутый топливный цикл с использованием реакторов на быстрых нейтронах обеспечивает большую безопасность, решает также проблемы нераспространения ядерных материалов и позволяет достаточно эффективно решать вопрос обращения с радиоактивными отходами. 

Исследования, проведенные при физическом и энергетическом пусках реактора БН-350, показали, что экспериментальные результаты эффектов реактивности хорошо совпали с расчетными.

 При этом получили:

температурный эффект реактивности - 0,0035 % 0С;

мощностной эффект реактивности  - 0,0007 - 0,001 % /МВт

 при W > 100 МВт;

коэффициент реактивности от выгорания топлива -0,015 % / ГВт.сут (эфф.),

при этом делящихся атомов выгорает -1,05 г/МВт.сут или 160 кг/год;

гидродинамический эффект -0,09 % при отключении 5 ГЦН;

натриевый пустотный эффект реактивности - отрицательный.

В процессе работы реактора и проведенных исследований выгорание в ТВС (первой загрузки), было поднято до 5,8 % вес. (6.3 % т.а.), проектные – 5 %.

В ТВС первой загрузки АЗ (ЗМО и ЗБО) верхний и нижний т.э. были отделены. Это связано с дальнейшей переработкой топлива с учетом, что в торцевых экранах накапливается плутоний с низким содержанием Рu-8, Рu-40 и

Рu-41, и плутоний мог быть использован при смешении с Рu, извлеченным из боковой зоны воспроизводства, для ядерного оружия или для твэлов ТВС быстрых реакторов.

На ТВС первой загрузки были проведены исследования по уточне­нию коэффициента конверсии реактора БН-350.  Экспериментально были определены и уточнены отношения сечений захвата на 235U и 239Pu к сечению делений 235U и 239Pu, а также другие спектральные индексы и сечения деления 235U, 236U, 237Np, 238U, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu, что позволило оценить коэффициент конверсии 
(воспроизводства) на урановом топливе, который составил – 1,04 по реактору в целом (проектный коэффициент – 1,01).

Впервые был экспериментально получен коэффициент конверсии и показано, что в реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем коэффициент конверсии (на урановом топливе) может быть больше единицы.

В процессе эксплуатации было зафиксировано значительное количество негерметичных твэлов (первой загрузки) 80 – 100 по выходу газообразных продуктов деления (ГПД) – газовые течи,  что, хотя и не превышало проектных величин (1,0 % негерметичных твэлов по проекту), но создавало определенные трудности при ремонтных работах на оборудовании 1 контура.

Кроме того было экспериментально установлено сильное распухание чехловой стали Х18Н10Т.  Все это ограничивало выгорание топлива в ТВС и не позволяло поднимать его выше 6 %.

Была поставлена задача – исследовать поведение конструкционных материалов, найти причину разгерметизации твэлов ТВС и пути повышения выгорания в твэлах ТВС.

В 1976 г. начали переходить на новые ТВС (второй тип загрузки), которые имели совмещенные твэлы – нижний торцевой экран был в одной трубке (D 6,9 мм) с активной зоной. Верхний торцевой экран был отдельный. В ТВС было 127 твэлов АЗ+НТЭ и 37 твэлов ВТЭ, чехловая сталь - Х16НЗМ. Давление в твэлах  за счет газовой полости было уменьшено до 30 ати.

При замене ТВС первого типа загрузки на второй тип в A3 реактора резко сократилось количество негерметичных твэлов и оценивалось ~ 8 – 10 шт. и выгорание в этих сборках было достигнуто – 7 % - в ЗМО и 9 % - в ЗБО.

Основным ограничивающим фактором для дальнейшего повышения выгорания стало распухание стали чехловой трубы, которая вызывала затруднения при проведении перегрузки ТВС. Поэтому для изготовления чехловой трубы была предложена мало распухающая сталь ЭП-450 ферритно-мартенситного типа. При модернизации ТВС также была увеличена газовая полость для сбора ГПД и сборки БН-350 были унифицированы со сборками реактора БН-600. При переходе на унифицированные ТВС в A3 имели уже три зоны обогащения по U-235:

ЗМО - 17 % по U-235 - 60 шт.;

ЗСО - 21 % по U-235 - 49 шт.;

ЗБО  - 26 % по U-235 - 112 шт.

Переход на три зоны обогащения вызван необходимостью компенсации реактивности, связанной с увеличением выгорания топлива, а также с тем, что высота активной зоны из-за унификации ТВС с БН-600 была сокращена с 1066-7 мм до 995-24 мм.

После перевода АЗ на унифицированные ТВС количество негерметичных твэлов сократилось до 1 - 2 шт., что резко снизило радиационную обстановку в боксах 1 контура. Выго­рание было поднято до 8 % т. а. в ЗМО и до 10 % т. а. в ЗБО, а в отдельных сборках до 11 % т. а. (т.а. – тяжелые атомы).

При количестве негерметичных твэлов выше или ~ 100 шт. (с первым типом загрузки) в контрольных точках трубопроводов 1 контура после распада радиоактивного Nа-24 активность было ~ 1000 мкР/с.

После проведения очистки натрия 1 контура угольными фильтрами МАВР и снижения числа негерметичных твэлов до 1-2 шт. радиационная обстановка в помещениях 1 контура определялась после распада радиоактивного Na-24 в основном, активностью натрия-22 и коррозионными продуктами деления, и в контрольных точках активность составляла  ~ 200 - 250 мкР/с.

При переходе на унифицированные ТВС негерметичных твэлов в A3 практически не было, на что указывают данные КГО (система контроля герметичности оболочек), полученные при выгрузке ОТВС из реактора.

За 20 лет эксплуатации реактора БН-350 проведена огромная работа по исследованию поведения конструкционных материалов и топливных композиций. Разработаны методики облучения материалов, как в специальных сборках, так и в штатных сборках в межтвэльном пространстве ТВС в капиллярных ампулах.

Эти исследования позволили получить уникальные результаты экспресс-методом, т.к. для разработки специальной сборки (по проектной методике) и её облучения в реакторе требуется много времени (от проектирования до постановки на облучение, облучение и иссле­дование облученного материала).

Этими методами были получены результаты по поведению хрома, углерода, композиционных материалов из различных сталей, а также получены результаты по наработке радиоактивных изотопов. Иссле­дованы различные композиции топлива реактора БН-350 и получены данные по изотопному составу второго и третьего цикла загрузки. Совместно с ФЭИ проведена радиохимическая переработка топлива ре­актора БН-350 и в ФЭИ разработана уникальная технология переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) реактора БН-350.

В реакторе БН-350 испытаны сборки со смешанным уран-плутониевым топливом – 16 сборок и ТВС с металлическим топливом – 10 сборок. Результаты испытаний положительные.

В определенный период в реактор было загружено:

в ЗМО - 59;

в ЗСО - 45;

в ЗБО - 108;

ЭТВС - 5;

Итого  - 216.

В экране:

ВЭ - 100;

НЭ  - 254;

Итого - 354.

Во ВРХ - 97

Всего  - 676

В бассейнах выдержки находилось 1892 ТВС + 14 ТВС с уран-плу­тониевым топливом, из них: ЗБО - 296, ЗМО - 274, ВЭ - 661, НЭ - 464.  2 ТВС отправлены в НИИАР на исследования.

Небольшая партия отработавших ТВС реактора БН-350 была отправлена на переработку на предприятие ПО "Маяк".

Содержание высших изотопов плутония ниже, чем в оружейном плутонии, поэтому его использование в военных целях затруднено, но он был пригоден для изготовления ТВС реактора БН-350 при переходе на смешанное U-Pu топливо.

Комплекс работ, проведенный на реакторе БН-350, по наработке радиоактивных нуклидов позволял нарабатывать изотопы с высокой удельной активностью, так по Со-60 - до 400 Ки/г; Ir - до 800-1000 Ки/г. Во внутренней зоне воспроизводства до 180-200 Ки/г. В год можно нарабатывать до 1,0 МКи и выше. Существующая цепочка ГК позволяла нарабатывать не более 3 изотопов, т.к. возможно загрязнение источника другими радиоактивными нуклидами.

Была  разработана технология, конструкция облучательного устройства (ОУ) для наработки Со-60 и технология разделки ОУ.

Как было сказано выше, в бассейнах выдержки в период работы реактора находились ОТВС, в которых содержится много Pu, U-235 и U-238. Этого количества урана было бы достаточно, для изготовления  ТВС, что обеспечивало бы работу реактора БН-350 в течение 10 - 15 лет, с небольшой подпиткой обогащенного урана плутонием.

Строительство небольших цехов по переработке топлива и цеха по изготовлению ТВС позволило иметь замкнутый топливный цикл на площадке АЭС. Такой подход и решение этой проблемы были рассмотрены и рекомендованы многими зарубежными странами и ведущими институтами. Это решало бы транспортные проблемы и снижало вероятность загрязнения внешней среды, а также уменьшало количество радиоактивных отходов.

В этой связи ставился вопрос о строительстве на площадке МАЭК по регенерации ядерного топлива с применением "сухой" технологии, разработанной в НИИАР, а также цеха  по изготовлению "свежих" ТВС (с виброуплотненным топливом) для реактора БН-350 и планируемого реактора БНМ-170 для замещения в дальнейшем РУ БН-350.

После вывода из эксплуатации реактора БН-350 необходимо было компенсировать выводимые мощности. Конечно, можно построить дополнительные котлы (на газовом топливе),  но это не решает ряд проблем:

1. Использование оборудования после вывода реактора из эксплуатации.

2. Использование натрия II контура, а также натрия I контура.

3. Квалифицированный персонал останется без работы, и если не будет принято решение о строительстве новой АЭС, то ряд специалистов, не видя своей перспективы, готовы покинуть это место и переехать на новое, где будут строиться АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.

4. Будут потеряны темпы, накопленный опыт, который самый богатый в мире, т.к. только в странах СНГ работало успешно два энергетических реактора на быстрых нейтронах: в г.Заречном - БН-600 и в г.Актау – БН-350, а также полупромышленный в г.Димитровграде - БОР-60.

Поэтому, чтобы сохранить тот научный, технический потенциал, накопленный опыт и высококвалифицированные кадры, надо начать работы по сооружению в этом регионе новой АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (БНМ-170) – это была бы самая престижная работа для Республики Казахстан.

Опыт пуска, эксплуатации и результаты исследования нейтронно-физических и теплофизических характеристик активной зоны реактора БН-350 был использован при сооружении реактора БН-600 и при разработке других проектов реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, в т.ч. реактора типа БН-800.

Ядерные реакторы