Клинов Д.А., Гулевич А.В., Елисеев В.А., Малышева И.В., Бурьевский И.В.
В дочернобыльский период задачей быстрых реакторов было обеспечение топливом интенсивного развития ядерной энергетики при дефиците природного урана: короткое время удвоения, высокий КВ, высокая теплонапряженность, короткая кампания. После Чернобыльской аварии главным стало обеспечение безопасности, в том числе в запроектных и постулируемых авариях.
Современные быстрые натриевые реакторы должны, с одной стороны, удовлетворять требованиям безопасности в проектных и запроектных авариях (в соответствии с требованиями
GEN-IV), с другой – быть конкурентоспособными по сравнению с водяными реакторами и другими источниками энергии. В работе рассмотрены способы трансформации активных зон действующих и проектируемых российских быстрых реакторов для удовлетворения этим требованиям. Безопасность этих реакторов в проектных и запроектных авариях обеспечивается за счет отказа от верхнего торцевого экрана и его замены натриевой полостью, что позволяет снизить натриевый пустотный эффект реактивности (НПЭР) и обеспечить ввод отрицательной реактивности при вскипании натрия. Такая активная зона реализована в БН-800 и проектируемом БН-1200. Повышение конкурентоспособности (увеличение длительности кампании топлива и коэффициента использования мощности (КИУМ)) проектируемых и действующих реакторов обеспечивается за счет перехода на радиационно стойкую оболочечную сталь ЭК164 (в настоящее время реализуется в БН-600, планируется в БН-800) и перехода на активную зону с аксиальной прослойкой из диоксида обедненного урана (планируется для БН-800 и БН-1200).
В БН-1200 за счет отказа от ряда элементов РУ и оптимизации конструкции достигается полуторакратное снижение металлоемкости. Для топливной экономичности принят «толстый»
твэл диаметром 9,3 мм и кампанией топлива 4 года. Это снижает годовой расход твэлов и ТВС в 2–2,5 раза. Оба мероприятия требуют модернизации активной зоны. Каждое из этих мероприятий позволяет увеличить длительность кампании на 25 %, а реализация обоих мероприятий (перехода на новую сталь и введение прослойки) – позволит увеличить кампанию и снизить потребление топлива более чем на 50 %. Введение аксиальной прослойки не требует расширения активной зоны, что дает дополнительную экономию топлива.
Но аксиальная прослойка должна располагаться не в центральной плоскости активной зоны, а со смещением вниз на 3–5 см. Это позволит улучшить многие характеристики активной зоны:
повысить обогащение топлива на четверть и, как следствие, пропорционально снизить нейтронный поток и радиационную повреждаемость оболочек твэл; увеличить кампанию топлива до 5 лет;
снизить запас реактивности на выгорание, не ухудшая эффективность систем СУЗ, увеличить
микрокампанию до 1 года; выровнять поле тепловыделения в вертикальном направлении, снизить
максимальную теплонапряженность; улучшить протекание запроектных аварий типа ULOF. Такой способ снижения скорости накопления повреждающей дозы одинаково эффективен как для
МОКС, так и для нитридного топлива, что позволяет унифицировать проект активной зоны
1. Orlov V., Slesarev I., Zaritsky S. et al. The Theoretical Possibility of Doubling Time Reduction in a Fast
Reactors by Using Heterogeneous Configurations of Various Types of Fuel. Proc. on Conf. Fast Reactor
Physics. Vienna, IAEA, 1980, vol. 2, pp. 469–480. IAEA-SM-244/76
2. Троянов М.Ф., Матвеев В.И., Новожилов А.И. и др. Концепция активных зон быстрых энергетических реакторов. Оптимизация физических характеристик реактора БН-1600. Международный симпозиум по физике быстрых реакторов. Экс-Ан-Прованс, Франция, 1979. IAEA-SM-244/81
3. Бобров С.Б., Данилычев А.В., Елисеев В.А. и др. Пути развития быстрых энергетических реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства. Атомная энергия, 1983, т. 54, вып. 4, с. 269.
4. Бобров С.Б., Казачковский О.Д., Матвеев В.И., Троянов М.Ф. Сравнительные параметры топливного цикла быстрых реакторов с различной активной зоной. Атомная энергия, 1989, т. 64, вып. 1,
с. 56–61.
5. Кирюшин А.И., Васильев Б.А., Матвеев В.И. и др. Эволюция активной зоны реактора БН-600.
Труды двустороннего семинара по физике быстрых реакторов. Япония, 1992.
6. Matveev V.I., Danilychev A.V., Eliseev V.A. et al. Physical Concept Development of Power Fast Reactor
of Maximum attainable Safety Level. Proc. in Int. Topical Meeting ″Sodium Cooled Fast Reactor Safety″.
Obninsk, 1994, vol. 3, pp. 4–37.
7. Matveev V.I., Chebeskov A.N., Krivitsky I.Yu. Results of Benchmark Calculations of a Fast Power Reactor with Sodium Void Reactivity Close to Zero. Proc. consultancy on "Benchmark Calculation of Sodium Void Reactivity Effect in Fast Reactor Core". Vienna, 1992.
8. Evaluation of Benchmark Calculations on a Fast Power Reactor Core with Near Zero Sodium Void Effect.
Vienna, 1994. IAEA-TECDOC-731
9. НП-082-07. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. Москва,
Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, 2008.
10. Клинов Д.А., Камаев А.А., Михайлов Г.М. и др. Расчетно-экспериментальный анализ нейтроннофизических характеристик активной зоны реактора БН-800 на этапах физического пуска и последующего освоения проектной мощности. Труды Международной конференции по быстрым
реакторам и соответствующим топливным циклам (FR17). Екатеринбург, 2017. Доступно на:
https://conferences.iaea.org/indico/event/126/abstract-book.pdf (дата обращения 13.06.2020)
11. Алексеев П.Н., Баландин А.Л., Декусар В.М. и др. Развитие физико-технических решений по проекту БН-1200 в контексте повышения конкурентоспособности технологии БН. ВАНТ. Серия:
Ядерно-реакторные константы, 2018, № 2, с. 71–83.
12. Никитина А.А., Агеев В.С., Леонтьева-Смирнова М.В. и др. Развитие работ по конструкционным
материалам активных зон быстрых реакторов. Атомная энергия, 2015, т. 119, № 5, с. 292–300.
13. Щекелин С.Е., Ташлыкова О.Л. Атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах
с натриевым теплоносителем. Часть 1. Екатеринбург, УрФУ, 2013.
14. Васильев Б.А., Евсеев Я.Я., Матвеев В.И. и др. Вывод активной зоны реактора БН-600 в стационарный режим перегрузок. Труды французско-советского семинара «Расчетные и экспериментальные исследования по физике реакторов на быстрых нейтронах». Кадараш, Франция, 1983.
15. Углов В.В. Радиационная стойкость ДУО сталей, облученных высокоэнергетическими ионами
ксенона. Минск, Беларусь, БГУ, 2013.
16. Васильев Б.А., Васяев А.В., Зверев Д.Л. и др. Развитие проекта энергоблока нового поколения с
реактором БН-1200. Труды Международной конференции по быстрым реакторам и соответствующим топливным циклам (FR17). Екатеринбург, 2017.
17. Васильев Б.А., Шепелев С.Ф., Ашщирметов М.Р. и др. Разработка проекта энергоблока с РУ
БН-1200. Труды Международной конференции по быстрым реакторам и соответствующим топливным циклам (FR13). Франция, 2013.
18. Матвеев В.И., Хомяков Ю.С. Техническая физика быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. Учебное пособие для ВУЗов. М.: Издательский дом МЭИ, 2012.
19. Рачков В.И., Поплавский В.М., Цибуля А.М. и др. Концепция перспективного энергоблока с быстрым натриевым реактором БН-1200. Атомная энергия, 2010, т. 108, вып. 4, с. 201–206.
20. Poplavsky V.M., Matveev V.I., Eliseev V.A. et al. Studies on influence of sodium void reactivity effect
on the concept of the core and safety of advanced fast reactor. Journal of nuclear science and technology,
2011, vol. 48, no. 4, pp. 538–546.
21. Поплавский В.М., Матвеев В.И., Елисеев В.А. и др. Исследование влияния натриевого пустотного
эффекта реактивности на технико-экономические характеристики и безопасность перспективного
быстрого реактора. Атомная энергия, 2010, т. 108, вып. 4, с. 230–235.
22. Алексеев П.Н., Бландинский В.Ю., Баландин А.Л. и др. Многофакторная оценка конкурентоспособности коммерческого энергоблока типа БН в системе энергетики России. Труды научно-технической конференции «Нейтронно-физические проблемы ядерной энергетики (Нейтроника-2018)».
Обнинск, 2018, с. 3–4.
23. Развитие концепции гетерогенных активных зон в Японии. Атомная техника за рубежом, 1984,
№ 7.
24. Ashurko I.M., Volkov A.V., Raskach K.F. Coremelt-2D сode for analysis of severe accidents in a sodium
fast reactor. Proc. Intern. Conf. on Fast Reactor and Related Fuel Cycle: Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR13). Paris, France, 2013.
25. Eliseev V.А., Malisheva I.V., Matveev V.I., Egorov А.V., Maslov P.А. Enhancement of the inherent selfprotection of the fast sodium reactor cores with oxide fuel. Global 2013. Salt Lake City, 2013. Pp. 766–775.
26. Клинов Д.А., Гулевич А.В., Елисеев В.А. и др. Особенности конструкции активной зоны реактора
БН-1200 при использовании нитридного и МОКС-топлива. Труды Международной конференции
по быстрым реакторам и соответствующим топливным циклам (FR17). Екатеринбург, 2017.
27. Vasileev B.A., Farakshin M.R., Belov S.B., Kiselev A.V. Specific features of BN-1200 core in case of
use of nitride or MOX fuel. Proc. International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles,
FR-17. Yekatirinburg, 2017.
