Войти
| БН-1200 | |
|---|---|
 | |
| Поколение | Поколение IV |
| Концепция реактора | Реактор-размножитель на быстрых нейтронах |
| Статус | Запланировано / Концепция |
| Основные параметры активной зоны реактора | |
| Топливо (делящийся материал ) | Неизвестно |
| Энергетический спектр нейтронов | Быстро |
| Теплоноситель первого контура | Жидкий натрий |
| Использование реактора | |
| Мощность (тепловая) | 2900 МВт th |
| Мощность (электрическая) | 1220 МВт эл брутто |
Реактор БН-1200 представляет собой проект реактора-размножителя на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, разрабатываемый ОКБМ Африкантов в Заречный, Россия. BN-1200 основан на более раннем BN-600 и особенно на BN-800, с которым он разделяет ряд функций. Название реактора происходит от его номинальной электрической мощности, которая составляет 1220 МВт.
Первоначально часть агрессивного плана расширения, включающего строительство восьми реакторов БН, начавшихся в 2012 году, планы по БН-1200 неоднократно сокращались, пока не было заказано только два. Первым было начало строительства Белоярской АЭС в 2015 году с вводом в эксплуатацию в 2017 году, а затем строительство второго блока на том же месте. На возможной новой станции, известной как Южный Урал, в какой-то момент будут размещены еще два БН-1200.
В 2015 году, после нескольких незначительных задержек, проблемы на недавно построенном БН-800 указали на необходимость модернизации. Строительство БН-1200 было приостановлено на неопределенный срок, и Концерн Росэнергоатом заявил, что решение о продолжении не будет принято до 2019 года.
В быстрых реакторах серии БН используется активная зона, работающая на обогащенном топливе, таком как высоко (80%) или, по крайней мере, средне (20%) обогащенный уран или плутоний. Эта конструкция производит много нейтронов, которые могут покинуть зону активной зоны благодаря своей базовой геометрии и деталям рабочего цикла. Эти нейтроны затем используются для создания дополнительных реакций в «бланкете» материала, обычно природного или даже обедненного урана или тория, где соответственно новый плутоний- или образуются 233 атома урана. Эти атомы имеют различное химическое поведение и могут быть извлечены из материала бланкета путем базовой переработки. Затем полученный металлический плутоний может быть смешан с другими видами топлива и использован в реакторах обычных конструкций.
Для того чтобы реакция воспроизводства была положительной и производилась больше топлива, чем использовалось, нейтроны, выпущенные из активной зоны, должны сохранять как можно больше энергии. Кроме того, поскольку сердцевина очень компактна, тепловые нагрузки очень высоки. Оба эти требования приводят к использованию жидкого натрия в качестве хладагента, поскольку он является отличным проводником тепла и в значительной степени прозрачен для нейтронов. Натрий также легко воспламеняется, поэтому необходимо тщательно спроектировать контур первого контура охлаждения, который может безопасно эксплуатироваться, хотя возгорание натрия в воздухе по своей природе не является очень сильным. В альтернативных конструкциях используется свинец.
Хотя плутоний, производимый селекционерами, полезен для производства оружия, существуют более традиционные конструкции, в частности реактор с графитовым замедлителем, которые позволяют легче производить плутоний. Однако эти конструкции преднамеренно работают с низким уровнем энергии из соображений безопасности и не подходят для экономичного производства электроэнергии. Способность селекционера производить больше нового топлива, чем было израсходовано, а также производить электричество, что делает его экономически интересным. Однако на сегодняшний день низкая стоимость уранового топлива делает это непривлекательным.
Сменявшие друг друга советское и российское правительства экспериментировали с заводчиками с 1960-х годов.. В 1973 году был построен первый прототип энергетического реактора реактор БН-350, который успешно проработал до 1999 года. Этот реактор страдал почти непрерывной серией возгораний в натриевом теплоносителе, но из-за его средства безопасности, которые они содержали. Опыт, накопленный в БН-350, привел к созданию несколько более крупной конструкции - реактора БН-600, который был введен в эксплуатацию в 1980 году и продолжает работать по сей день (по состоянию на 2019 год).
Проектирование более крупной установки с явной целью экономичного производства топлива началось в 1983 году как реактор БН-800, а строительство началось в 1984 году. К этому времени французский Superphénix недавно начал работу и оказался совершенно ненадежным. Падение цен на уран усилило опасения, сделав концепцию селекционера экономически невыполнимой. Чернобыльская катастрофа в 1986 году привела к остановке строительства до тех пор, пока не появятся новые системы безопасности.
БН-800 претерпел серьезную реконструкцию в 1987 г. и более незначительную в 1993 г., но строительство возобновлялось только в 2006 г. Реактор не достиг критичности до 2014 г., и дальнейшее продвижение остановилось из-за проблем с реактором. топливный дизайн. Он был перезапущен в 2015 году и достиг полной мощности в августе 2016 года, войдя в коммерческую эксплуатацию.
Концепция БН-1200, по сути, представляет собой усовершенствованную конструкцию БН-800, преследующую двойную цель: повышение экономической привлекательности и соблюдение реактора поколения IV безопасности пределы. Для улучшения экономических показателей в нем используется новая процедура заправки, которая проще, чем на моделях БН-600 и БН-800, и имеет увеличенный расчетный срок службы до 60 лет. Повышения безопасности являются устранение натриевых трубопроводов внешнего первого контура и пассивный аварийный отвод тепла.
Конструкция имеет коэффициент воспроизводства от 1,2 до 1,3–1,35 для смешанного уран-плутониевого оксидного топлива и 1,45 для нитридного топлива. Карбид бора будет использоваться для внутриреакторной защиты. Номинальная тепловая мощность должна быть 2900 МВт, электрическая мощность - 1220 МВт. Температура теплоносителя первого контура в промежуточном теплообменнике 550 ° C, в парогенераторе 527 ° C. Ожидается, что валовая эффективность составит 42%, чистая 39%. Предполагается, что он будет проектом поколения IV и будет производить электроэнергию по цене 0,65 рубля / кВтч (2,23 цента США / кВтч).
Всемирная ядерная ассоциация называет БН-1200 коммерческим реактором, в отличие от его предшественников. Также рассматривался вариант еще более крупной конструкции - БН-1600, во многих отношениях очень похожий на БН-1200.
Первоначально предполагалось, что ОКБМ введет в эксплуатацию первый блок с МОКС-топливом в 2020 году, в результате чего к 2030 году будут построены еще восемь блоков (общая выработка 11 ГВтэ). СПб АЭП также заявляет о проектировании участие. Концерн Росэнергоатом учитывал при проектировании и зарубежных специалистов, в частности, Индию и Китай.
В начале 2012 года Научно-технический совет Росатома одобрил строительство реактора БН-1200 на Белоярской АЭС. Техническое проектирование планировалось завершить к 2013 году, а производство оборудования начнется в 2014 году. Строительство начнется в 2015 году с первой загрузкой топлива в 2017 году и полной коммерческой эксплуатацией уже в 2020 году. Второй блок, БН-1200 или БН- 1600, а также, возможно, заводчик БРЕСТ-300 со свинцовым охлаждением. Эти планы были одобрены Правительством Свердловской области в июне 2012 года.
Строительство БН-1200 будет улучшено до достижения "сопоставимой экономики". к ВВЭР-1200 ». Что касается проектных усовершенствований, то решение о начале строительства приниматься не будет.
Всего два БН-1200 остаются в российском генеральном плане строительства атомной электростанции, который включает еще девять реакторов других типов. В сообщении говорится, что по одному БН-1200 в двух местах: Белоярске и Южном Урале. Остальные - смесь ВВЭР-600 и ВВЭР-ТОИ.
Энергетический портал 
Портал ядерных технологий 
Россия портал 