БН-1200 является результатом эволюционного развития РУ с натриевым теплоносителем. Первый реактор такого типа БР-1 был пущен в ФЭИ еще в 1955 г. Затем были БР-5, БР-10, БОР-60, БН-350, БН-600. Энергоблок с РУ БН-350 эксплуатировался с 1973 по 1998 г. Энергоблок с РУ БН-600 эксплуатируется с 1980 г. Успешный опыт эксплуатации энергоблока с РУ БН-600 создал хорошие предпосылки для дальнейшего развития быстрых натриевых реакторов (БН-реакторов) в России. В настоящее время ведется сооружение четвертого энергоблока с реактором БН-800 на площадке третьей очереди Белоярской АЭС. Таким образом, можно утверждать, что натриевая технология отработана достаточно хорошо, и никаких революций совершать не требуется.

Прежде чем переходить к описанию энергоблока с РУ БН-1200, сделаем несколько замечаний относительно особенностей энергоблоков с натриевым теплоносителем. В настоящее время об этом пишут редко, однако основным критерием при выборе типа теплоносителя является экономический – теплоноситель должен обеспечивать получение как можно более высокого термического кпд цикла. Именно высокий кпд обеспечивает конкурентоспособность энергоблока АС по сравнению со станциями обычного (неатомного) типа. По данному показателю жидкие металлы, включая натрий, значительно превосходят воду.

Натрий имеет определенные преимущества и по сравнению с другими ЖМТ - небольшую мощность прокачки, хорошую совместимость с конструкционными материалами, сравнительную дешевизну и т.д. В то же время широко известен такой недостаток натрия, как высокая химическая активность по отношению к воздуху и, особенно, воде. С водой натрий взаимодействует даже при низких (комнатных) температурах, при этом образуется гидроксид NAOH и выделяется водород, возможно возникновение пожаров и взрывов.

Необходимость борьбы с этим недостатком натрия приводит к вводу в состав энергоблока промежуточного контура, тоже натриевого, страховочного корпуса реактора и необходимости окожухования натриевых трубопроводов. Реализация этих мер, а также использование интегральной компоновки оборудования РУ позволяют практически исключить течи 1 контура и возможность возникновения взрывов и пожаров. На тот случай, если течь все-таки произойдет, предусмотрено наличие поддонов с гидрозатворами, обеспечивающих самотушение натрия, стальная облицовка полов и стен помещений боксов 1 и 2 контура. На случай течи воды-пара в натрий в парогенераторах предусмотрена система аварийной защиты ПГ, обеспечивающая отключение аварийных секций, сброс пароводяной смеси и натрия в специальные емкости и т.д.

Опыт эксплуатации энергоблока БН-600, при проектировании которого был учтен опыт эксплуатации БН-350, показывает, что течи ПГ и натриевых трубопроводов имели место, в основном, на начальном этапе эксплуатации, при этом за более чем 30 лет эксплуатации БН-600 лишь в восьми случаях течь сопровождалась возгораниями. Во всех случаях угрозы безопасности энергоблока не возникало.

Наличие промежуточного контура имеет как положительные, так и отрицательные стороны. Поскольку давление в первом контуре ниже, что во втором (промежуточном), а во втором контуре значительно ниже, чем в третьем, то практически исключается попадание радиоактивных веществ в третий контур. Реакторная установка имеет не 4, а 5 барьеров безопасности и др. (см. таблицу 1).

Табл. 1. Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР и АЭС с БН

Эти выводы подтверждаются многолетними данными по выбросам и сбросам радиоактивных веществ для всех типов АЭС России (рис. 1). Как следует из этого рисунка выбросы РВ для АЭС с РУ типа БН составляют доли процента от допустимых.

Основной недостаток, связанный с наличием второго (промежуточного) контура состоит в том, что его наличие приводит к некоторому снижению кпд установки и ухудшению массогабаритных показателей энергоблока.

Немаловажным достоинством энергоблоков с реакторами типа БН является их практическая независимость от типа используемого топлива, так как БН-реактор может работать и на оксидном, и на плотном, и на любом другом топливе.

Рис. 1 Выбросы инертных радиоактивных газов всех АЭС России с РУ различных типов (% от допустимых выбросов)

В соответствии с ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года» предусматривается дальнейшее развитие БН-реакторов в России в рамках разработки и создания новой технологической платформы ядерной энергетики, базирующейся на переходе к закрытому ядерному топливному циклу (ЗЯТЦ) с быстрыми реакторами четвертого поколения. В качестве быстрого реактора четвертого поколения с натриевым теплоносителем планируется разработка проекта перспективного коммерческого реактора БН-К с установленной электрической мощностью 1200 МВт (БН-1200).

В соответствии с ФЦП технический проект головного энергоблока БН-1200 должен быть завершен к 2014 г. с окончанием НИОКР в его обоснование к 2016 г.

·       зданию реакторного отделения с обстройками вспомогательных устройств 1-4 петель;

·       электротехническому блоку с БПУ, блоку бассейна выдержки, блоку склада свежего топлива

Как следует из представленного перечня материалов, глубина разработки проекта энергоблока БН-1200 является достаточно большой. Это уже далеко не «голая» идея.

Разрабатываемый головной энергоблок БН-1200 выполнен по принципу моноблока: один реактор - одна турбина. Принципиальная схема энергоблока БН-1200 представлена на рис. 2.

Тепловая мощность реактора – 2800 МВт, электрическая мощность - 1220 МВт.

Тепловая схема энергоблока БН-1200 трехконтурная. Теплоноситель (жидкий натрий) находится в I и II контурах, рабочее тело (пар и вода) - в III контуре.

Особенностью реакторной установки БН-1200 является интегральная (баковая) компоновка I контура, при которой основное оборудование и активный теплоноситель I контура сосредоточены в баке реактора, заключенном в страховочный корпус.

Первый контур включает четыре петли циркуляции, каждая из которых имеет главный циркуляционный насос (ГЦН-1) и промежуточный теплообменник (ПТО).

Второй контур (промежуточный) также включает четыре петли, каждая из которых состоит из одного ПТО, двухкорпусного парогенератора (ПГ), буферной емкости, ГЦН-II и трубопроводов.

Третий контур с паровым промперегревом включает турбину на давление пара 17 МПа и температуру пара 510°С, температура питательной воды принята равной 275°С.

Для исключения попадания радиоактивного натрия из первого контура во второй давление во втором контуре принято более высоким, чем давление в первом контуре.

В третьем контуре для упрощения схемно-компоновочных решений и конструкции ПГ, а также с целью повышения безопасности ПГ за счет минимизации поверхности теплообмена между водой и натрием, применена схема с паровым промперегревом пара.

С целью обеспечения КПД (брутто) установки не менее 43,6% повышены температуры острого пара и питательной воды по сравнению с соответствующими параметрами энергоблока с РУ БН-800.

Для работы в составе АЭС с реактором БН-1200 принята турбоустановка К-1200-130/3000, имеющая конструктивную схему ЦВД + 3 ЦНД, примененную в турбине К-800-130/3000, с использованием типовой конструкции ЦНД с рабочей лопаткой последней ступени длиной 1200 мм из титанового сплава (с увеличенной хордой, как в ЦНД турбины К-1200-6,8/50 для АЭС-2006).

Для работы в блоке с турбиной К-1200-130/3000 предусматривается применение турбогенератора типа Т3В-1200-2УЗ с полным водяным охлаждением в шестифазном исполнении с двумя трехфазными обмотками на напряжение 24 кВ, сдвинутыми одна относительно другой на 30^о, рассчитанными на 50% номинальной мощности генератора каждая.

Турбогенератор включается по схеме блок «генератор-трансформатор». В блоке с генератором устанавливается блочный повышающий трансформатор (БПТ), состоящий из трех однофазных трансформаторов с расщепленными обмотками низкого напряжения мощностью по 533 МВа. Предусматривается установка резервной фазы.