БН-800

Політика Мінатому (Міністерства РФ з атомної енергії) в галузі ядерної енергетики визначена «Програмою розвитку атомної енергетики РФ на 1993—2005 роки та на період до 2010 року». У ній поставлені завдання забезпечити безпечну і конкурентоспроможну роботу ядерно-енергетичного комплексу та створити удосконалені АЕС для спорудження в наступному десятилітті. Зокрема, стратегія передбачає спорудження та введення в експлуатацію до 2009 року енергоблоку БН-800 Білоярської АЕС. Проєкт енергоблоку БН-800 Білоярської АЕС був розроблений ще 1983 року й відтоді його двічі переглядали:

• 1987 року після аварії на Чорнобильській АЕС;
• 1993 року відповідно до нової нормативної документації з безпеки.

Проєкт енергоблоку БН-800[1] пройшов усі необхідні експертизи й узгодження, зокрема незалежну експертизу комісії Свердловської області (1994). Результати всіх експертиз і погоджень позитивні, 26 січня 1997 року отримано ліцензію Держатомнагляду РФ № ГН-02-101-0007 на спорудження блоку № 4 Білоярської АЕС з реакторною установкою БН-800. Проєкт передбачає спорудження на майданчику Білоярської АЕС енергоблоку з реактором на швидких нейтронах, що охолоджується натрієм. Застосування в реакторі БН-800 уран-плутонієвого палива дозволяє не лише використовувати запаси енергетичного плутонію, а й утилізувати збройовий плутоній, а також «спалювати» довгоживучі ізотопи актиніди з опроміненого палива теплових реакторів.

25 листопада 2011 на території міста почалася вирубка лісу під будівництво першої черги нового житлового мікрорайону для персоналу БН-800.

Розігрів реактора для заправки рідкометалічним теплоносієм розпочався 25 грудня 2013 року[2]. Набір мінімальної критичної маси і виведення на мінімальну контрольовану потужність ланцюгової реакції відбулися 27 червня 2014 року[3]. Енергетичний пуск був запланований на жовтень 2014 року[2], але його перенесли через виявлені недопрацювання.

Директор Білоярської АЕС Михайло Баканов розповів про причини затримки в інтерв'ю газеті «Быстрый нейтрон» (№ 01 [0165], 16 січня 2015 р., стр. 2)[4]:

Спочатку БН-800 планували випускати на МОКС-паливі (до речі, як і БН-600 у свій час). Але виробництва цього палива не було, його треба було створювати. І 2010 року вже стало ясно, що коли потрібно буде завантажувати паливо в реактор, готове воно не буде. Тоді перед конструктором поставили термінове завдання: замінити проєктну МОКС-зону на змішану, де частина збірок буде містити уранове паливо. І конструктор був змушений приймати рішення в умовах браку часу і з урахуванням усіх вимог, які необхідно було дотримати... Рішення ці були пов'язані головним чином з розподілом потоку натрію - застосували дросельний пристрій, який вкручували знизу в паливну збірку. Як виявилося, цей пристрій при наших витратах натрію надійно працювати не може: там такі навантаження, що він просто-напросто вигвинчується й випадає. Само-собою, це стосується лише тієї частини збірок (їх трохи більш як сто із загальної кількості в тисячу штук), які пішли під заміну штатних... Тепер потрібно виправляти їхні недоліки, замінювати ненадійні частини. Оригінальний текст (рос.) Исходно БН-800 планировали пускать на МОКС-топливе (кстати, как и БН-600 в своё время). Но производства этого топлива не было, его нужно было создавать. И в 2010 году уже стало ясно, что когда нужно будет загружать топливо в реактор, готово оно не будет. Тогда перед конструктором поставили срочную задачу: заменить проектную МОКС-зону на смешанную, где часть сборок будет содержать урановое топливо. И конструктор был вынужден принимать решения в условиях нехватки времени и с учётом всех требований, которые необходимо было соблюсти... Решения эти были связаны главным образом с распределением потока натрия – применили дроссельное устройство, которое вкручивалось снизу в топливную сборку. Как оказалось, это устройство при наших расходах натрия надёжно работать не может: там такие нагрузки, что оно просто-напросто вывинчивается и выпадает. Естественно, это касается только той части сборок (их чуть больше сотни из общего количества в тысячу штук), которые пошли под замену штатных... Теперь нужно исправлять их недостатки, заменять ненадёжные части.

Після модифікації активної зони повторний фізпуск відбувся наприкінці липня 2015 року[5].

25.11.2015 на енергоблоці № 4 Білоярської АЕС, (з реактором БН-800) вперше вироблено пару, за допомогою якої відбулось пробне прокручування турбіни за штатною тепловою схемою[6].

10.12.2015 21:21 за місцевим часом (19:21 мск) енергоблок з реактором БН-800 підключено до енергосистеми Уралу[7].

З неофіційних повідомлень спеціалістів[8]:
 — 23.07.2015 реактор виведено на мінімальний контрольований рівень потужності (МКР);
 — 02.08.2015 завершено всі процедури фізичного пуску, реактор працює штатно;
 — 02.11.2015 видано дозвіл на початок операцій, пов'язаних з енергопуском;
 — 10.11.2015 розпочалося проведення енергопуску. Йдеться про вихід на 35 % номіналу, що дозволить запустити турбогенератор.

У 2016 році авторитетний американський журнал Power присудив енергоблоку з реактором на швидких нейтронах БН-800 премію кращої атомної станції 2016 року.[9]

28.01.2020 перша серійна партія МОКС-палива завантажена в реактор БН-800 енергоблоку №4 Білоярської АЕС (Свердловська область, Росія).

Партія МОКС-палива складається з 18 тепловидільних збірок (ТВЗ). Вони були виготовлені з використанням збідненого урану і плутонію. На відміну від традиційного для атомної енергетики збагаченого урану, сировиною для виробництва таблеток МОКС-палива виступають оксид плутонію і оксид збідненого урану.У 2020 році на Гірничо-хімічному комбінаті виготовлене повне перевантаження уран-плутонієвого МОКС-палива для реактора на швидких нейтронах БН-800 Білоярської АЕС в кількості 169 ТВЗ. Їх завантаження в реактор заплановане на січень 2021 року.[10]

Завершення переходу до повного завантаження активної зони реактору БН-800 уран-плутонієвим паливом відбудеться у 2022 році. Вперше в історії російської атомної енергетики забезпечити експлуатацію "швидкого" реактора з використанням виключно МОКС-палива.[11]

• Забезпечення експлуатації на MOX-паливі.
• Експериментальна демонстрація ключових компонентів закритого паливного циклу.
• Відпрацювання в реальних умовах експлуатації нових видів обладнання і вдосконалених технічних рішень, введених для підвищення показників економічності, надійності й безпеки.
• Розробка інноваційних технологій для майбутніх реакторів на швидких нейтронах з рідкометалічним теплоносієм: випробування і атестація перспективного палива і конструкційних матеріалів, демонстрація технології випалювання мінорних актинідів і трансмутації довгоживучих продуктів поділу, що становлять найбільш небезпечну частину радіоактивних відходів атомної енергетики.

• Самозахист блоку від зовнішніх і внутрішніх впливів.
• Пасивні засоби впливу на реактивність, системи аварійного розхолоджування через теплообмінники, піддон для збору розплавленого палива.
• Нульовий натрієвий пустотний ефект реактивності.
• Мінімальна вірогідність аварії з розплавленням активної зони.
• Виключення виділення плутонію в паливному циклі при переробці опроміненого ядерного палива.

• Формування екологічно чистого «замкнутого» ядерного паливного циклу.
• Більш ніж 50-разове збільшення використання видобутого природного урану, і забезпечення атомної енергетики Росії паливом на тривалу перспективу за рахунок свого відтворення.
• Утилізація відпрацьованого ядерного палива з АЕС на теплових нейтронах.
• Утилізація радіоактивних відходів шляхом залучення в корисний виробничий цикл відвального урану і плутонію.
• Енергозабезпечення розвитку економіки Свердловської області.

За своїми фізико-технічними властивостями (низький — близький до атмосферного — робочий тиск натрієвого теплоносія, великі запаси до температури кипіння, відносно невеликий запас реактивності на вигоряння, велика теплоємність натрію та ін.) швидкі реактори з натрієвим теплоносієм мають високий рівень внутрішньо властивої безпеки. Цю якість переконливо продемонстровано в процесі тривалої експлуатації попереднього реактора БН-600. Застосовано цілу низку нових рішень:

• рішення ґрунтуються на пасивних принципах. Це означає, що ефективність не залежить від надійності спрацьовування допоміжних систем і дій людини.
• Ще одна перевага натрієвого теплоносія — низька корозійна активність щодо використовуваних в реакторі конструкційних матеріалів. Тому ресурс натрієвого обладнання великий, а кількість радіоактивних продуктів корозії, які виникають в такому реакторі, набагато менша, ніж в інших типах реакторів.
• Натрій пов'язує радіоактивний йод в нелеткий йодид натрію, і він не виділяється в довкілля. Під час експлуатації установок типу БН утворюється незначна кількість радіоактивних відходів.
• Використання натрію в ролі теплоносія вимагає вирішення наступних завдань:
  • Чистота натрію, який використовується в БН. Великі проблеми викликають домішки кисню через участь кисню в масопереносі заліза і корозії компонентів;
  • Натрій є дуже активним хімічним елементом. Він горить у повітрі. Під час горіння натрій утворює дим, який може викликати пошкодження обладнання та приладів. Проблема ускладнюється у випадку, якщо дим натрію радіоактивний. Гарячий натрій в контакті з бетоном може реагувати з компонентами бетону і виділяти водень, який в свою чергу вибухонебезпечний.
  • Можливість реакції натрію з водою і органічними матеріалами, що важливо для надійності конструкції парогенератора, в якому теплота з натрієвого теплоносія передається у водний.

• Фенікс

• Мініреактори