И опыт, сын ошибок трудных…
К началу проектирования нового реактора опыт эксплуатации экспериментальных реакторов серии БР и реактора БОР-60 дал основания для окончательного выбора основных технологических и конструкционных решений реактора БН-350. В 1960 году ФЭИ было подготовлено техническое задание на разработку проекта установки с реактором на быстрых нейтронах и натриевым теплоносителем тепловой мощностью 1000 МВт. Для проекта БН-350 была выбрана петлевая компоновка, при которой основное оборудование контура располагалось в отдельных корпусах, соединённых между собой трубопроводами, и трехконтурная схема теплоотвода: натрий-натрий-пар/вода.
Разработка реакторной установки (РУ) была поручена ОКБ Горьковского машзавода (ОКБМ). 8 апреля 1960 года в ОКБМ для проектирования реактора БН-350 был создан специализированный отдел «М».
ОКБ «Гидропресс» отвечало за разработку теплообменников натрий-натрий и парогенераторов (ПГ). Генеральным проектантом реакторной установки стал ВНИПИЭТ.
Первой вехой на пути создания БН-350 стала дата 25 августа 1960 года. Именно в этот день было принято Постановление Совета Министров СССР № 795-326, а неделей спустя и приказ министра МСМ о разработке промышленного двухцелевого атомного реактора на быстрых нейтронах тепловой мощностью 1 млн кВт.
Для новой АЭС была выбрана строительная площадка на полуострове Мангышлак на берегу Каспийского моря в 3,5 км от побережья. В состав АЭС входил реактор БН-350, ТЭЦ и опреснительная установка. АЭС была рассчитана на электрическую мощность 150 МВт и производство 120 тыс. кубометров пресной воды в сутки. Все это вместе именовалось Мангышлакский энергозавод. Планировалось, что реактор без переделки активной зоны сможет работать в различных режимах с использованием в качестве горючего урана-235 и плутония, однако затем от использования плутония отказались.
Параметры Мангышлакской АЭС выбирались с определенной осторожностью, гарантирующей безопасную работу установки. Вместе с тем на неё возлагалось решение ряда задач, нацеленных на улучшение будущих, более мощных реакторов, а именно: увеличение глубины выгорания, энергонапряженности, температуры теплоносителя, экспериментальная отработка твэлов…
Одно из преимуществ жидкометаллического теплоносителя — возможность использования паротурбинных установок обычной теплоэнергетики, так как в связи с высокой температурой теплоносителя давление и температура пара перед турбиной могут быть существенно выше, чем для турбины на АЭС с водным теплоносителем. С этой точки зрения параметры пара для АЭС с БН-350 могли быть выбраны более высокими. Однако необходимость получения большого количества опресненной морской воды для промышленности и бытовых нужд, а также для теплоснабжения г. Шевченко привела к использованию в проекте АЭС противодавленческих турбин из числа выпускаемых турбостроительными заводами, что определило заниженные параметры пара для АЭС с БН-350. По проекту перегретый пар, вырабатываемый шестью парогенераторными установками, поступает в общий паропровод и из него на три турбины мощностью по 50 МВт. Таким образом, АЭС с БН-350 стало трехцелевой электростанцией, которая решает вопросы снабжения электроэнергией, теплом и дистиллятом.
Эскизный проект реакторной установки, разработанный ОКБМ и получивший внутренний индекс ОК-500, был утвержден на заседании НТС № 1 Минсредмаша 12 апреля 1961 года, в 1964 году состоялась защита технического проекта реактора БН-350.
По проекту основные узлы реактора расположены в баке переменного диаметра, заполненного натрием (около 165 кубометров). Охлаждающий натрий с температурой 300 град. по шести напорным трубопроводам поступает снизу бака в напорный коллектор. Проходя через реактор, натрий нагревается до температуры около 500 град., после чего откачивается из бака насосами через теплообменники. Камера напорного коллектора снабжена решетками, в которых крепятся кассеты с топливными элементами.
Активная зона состоит из 211 центральных кассет, еще 500 периферийных кассет из двуокиси обедненного урана образуют боковую зону воспроизводства. Объем активной зоны составляет около 2 кубометров при энергонапряженности 500 кВт/л. Диаметр активной зоны составлял 1,5 м, высота — 1,06 м, при этом максимальная скорость натрия в активной зоне не превышала 10 м/сек. Конструкция реактора позволяла увеличивать или уменьшать размеры активной зоны.
Первый контур РУ включал в себя шесть автономных петель циркуляции теплоносителя, пять из которых работали в номинальном режиме, а шестая находилась в резерве. В состав каждой петли входят вынесенные за пределы корпуса реактора промежуточные теплообменники и установленные на холодной части петли главные циркуляционные насосы 1-го контура с баком слива протечек. Любая петля первого контура может быть отсечена от бака реактора с помощью двух запорных задвижек, расположенных на напорной и сливной ветках основного трубопровода. Трубопроводы на участках от реактора до задвижек заключены в страховочные кожухи. На напорной ветке каждой петли первого контура имеется обратный клапан, блокирующий расход натрия через петлю при остановке насоса.
Система управления и защиты реактора состояла из 12 стержней: два борных стержня автоматического регулирования, три борных стержня аварийной защиты, один борный стержень компенсации реактивности и шести компенсирующих пакетов.
Строительство реакторного здания началось в 1964 году. В качестве материала биологической защиты вне реактора использовались железорудный концентрат, графит, сталь, бетон.
Корпус реактора представлял собой сварную крупногабаритную конструкцию высотой 12 м и диаметром около 6 м, с коническим днищем, его сборка производилась на площадке АЭС на специальном стапеле рядом со зданием АЭС. Сборка велась из девяти укрупненных блоков и завершилась в октябре 1968 года.
На начало 1971 года были смонтированы корпуса насосов, теплообменников, парогенераторов. К концу 1971 года на БН-350 были завершены основные строительно-монтажные работы. К маю 1972 года были введены в эксплуатацию вспомогательные системы, обеспечивающие работу основных контуров установки: натрий-калиевая система охлаждения холодных ловушек первого и второго контуров, системы электрообогрева оборудования и трубопроводов и охлаждения биологической защиты реактора…
11 сентября 1972 года завершился разогрев реактора с первым контуром для заливки их натрием. 16-17 сентября при температуре корпуса реактора 200 град. проведена заливка натрием, прошедшим полную очистку — было залито 490 м куб. металла. Перед загрузкой в активную зону топливных пакетов в бак реактора были загружены пакеты бокового экрана, все стержни системы управления и защиты.
К октябрю 1972 года прошли пуско-наладочные работы на основных контурах реактора, завершилась отладка всех важнейших узлов и механизмов, оборудования и систем установки в целом. При пуске БН-350 эксплуатационники широко использовали опыт, полученные при пуске реакторов Б-5 и БОР-60. Герметичность первого контура проверялась вакуумированием и поиском течей гелиевым течеискателем. В процессе пуско-наладочных работ была проведена серия экспериментов, во время которых в активную зону устанавливались имитаторы топливных сборок.
13 ноября 1972 года началась загрузка активной зоны реактора замещением пакетов-имитаторов топливными пакетами. Первая загрузка активной зоны состояла из сборок 2-х обогащений: 17% по U-235 и 26 % по U-235. Топливная сборка реактора представляла собой шестигранный пакет с размером под ключ 96 мм, в котором равномерно распределены 217 твэлов.
28 ноября 1972 года в 15.00 часов была зарегистрирована цепная реакция (смена А. А. Самаркина), т.е. реактор был выведен в надкритическое состояние и заглушен.
29 ноября 1972 года был осуществлен официальный физический пуск реактора БН-350 в присутствии членов Центральной пусконаладочной комиссии (председатель А. Д. Зверев) и членов комиссий по физпуску и безопасности. Смена В. Ф. Баюклина стабилизировала реактор на уровне мощности 1 кВт. Критическая масса реактора в начальном состоянии составила 202 ТВС (расчет 200 ± 10 ТВС). Затем до марта 1973 года проводились исследования физических характеристик реактора, которые подтвердили соответствие расчетных и фактических параметров установки.
16 июля 1973 года в г. Шевченко (ныне г. Актау) был осуществлен энергетический пуск первого промышленного реактора БН-350. Реактор был выведен на мощность 203 МВт (тепл.), пар был направлен на турбогенератор № 5 ТЭЦ-2 и были выданы первые киловатты электрического тока в энергетическую систему полуострова Мангышлак.
В период пусковых работ и первый период освоения установки наблюдались неполадки, отказы некоторых узлов и элементов. Причиной части из них был недостаток опыта эксплуатационного персонала и наладчиков. Причиной других служила не всегда правильная оценка проектантами и конструкторами реальных условий эксплуатации, влияния масштабного фактора, а также просто ошибки. Например, неправильная оценка температурного режима оборудования приводила к осаждению натриевых паров в узких зазорах. А это, в свою очередь, вызывало затруднения при пуске ГЦН первого контура после длительной стоянки или при вращении поворотных пробок реактора. Но персоналу удавалось оперативно определять причины отказов и устранять неполадки.
На первых этапах эксплуатации, уровень мощности РУ БН-350 ограничивался в связи с неудовлетворительной работой парогенераторов, а впоследствии – еще и по условиям обеспечения надежного расхолаживания. После проведения экспериментов по аварийному расхолаживанию реактора при потере системного энергоснабжения было установлено, что нормальное протекание процесса расхолаживания обеспечивается с уровня мощности 750 МВт. В ходе дальнейшей эксплуатации этот уровень мощности реактора не превышался.
За десять лет эксплуатации не было ни одного случая утечки натрия в первом контуре, во втором контуре было зафиксировано две течи объемом не более 20 л. Единственный крупный дефект проявился в неоднократном нарушении межконтурной плотности в парогенераторах, который впервые был обнаружен в сентябре 1973 года. Основная причина инцидентов — низкое качество изготовления и сварки нижних концевых деталей теплопередающих труб. После окончания ремонта поврежденных парогенераторов в 1975 году мощность реактора была увеличена до 520 МВт, в марте 1976 года — до 650 МВт, а в сентябре 1980 года — до 700 МВт (тепл.), что обеспечивало электрическую мощность 125 МВт и ежесуточное производство 85 тыс. тонн дистиллята.
Коэффициент использования времени реакторной установки к 1977 году составил 86 %.
В мае 1980 года один проектный парогенератор был заменен на новый микромодульный парогенератор конструкции и производства ЧССР. В июне 1982 года был заменен второй парогенератор.
В процессе эксплуатации было зафиксировано значительное количество негерметичных твэлов первой загрузки по выходу газообразных продуктов деления. Хотя их число и не превышало проектных величин (1,0 % негерметичных твэлов по проекту), но создавало определенные трудности при ремонтных работах на оборудовании 1 контура.
В процессе эксплуатации твэлы были унифицированы с твэлами БН-600 с увеличением газового объема, что на порядок сократило число случаев их разгерметизации. После перевода активной зоны на унифицированные ТВС количество негерметичных твэлов сократилось до 1 — 2 шт., что резко улучшило радиационную обстановку в боксах 1 контура.
К 1976 году было достигнуто проектное выгорание топлива в 5 %, а затем 5,8 %. Дальнейшее увеличение выгорание было ограничено сильным радиационным распуханием чехловой стали топливных пакетов.
Кроме того на реакторе был проведен цикл экспериментальных работ по изучению свойств материалов в условиях высокого флюенса — на опытной ТВС достигнуто выгорание в 7,7 %.
Реактор БН-350 продемонстрировал простоту и надежность эксплуатации. Он как никакой другой оказался устойчивым в управлении в связи с большим отрицательным коэффициентом реактивности при подъеме мощности. Эксплуатационный персонал вмешивался в работу реактора, как правило, не чаше одного раза в сутки для компенсации эффекта реактивности, связанного с выгоранием топлива.
Мангышлакская АЭС с РУ БН-350 стала первой в мире установкой с энергетическим реактором на быстрых нейтронах. Опыт её создания, сооружения, наладки и эксплуатации в дальнейшем позволил понять и решить многие проблемы АЭС типа БН.
В июле 1993 года закончился проектный срок службы реактора, определенный в 20 лет. После этого ежегодное продление эксплуатации установки проводилось на основе анализа фактического состояния основного оборудования и систем, определения их остаточного ресурса и при необходимости замены элементов с выработанным ресурсом.
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. Для этого в реакторе БН-350 были испытаны сборки со смешанным уран-плутониевым топливом — 16 сборок и ТВС с металлическим топливом — 10 сборок. Результаты испытаний оказались положительные. Тем самым была доказана возможность радикального решения проблемы сжигания и захоронения радиоактивных отходов атомной энергетики.
За время эксплуатации РУ БН-350 не произошло ни одного ядерного или радиационного инцидента. Однако на БН-350 потенциально можно было нарабатывать оружейный плутоний, и, в конце концов, именно этот фактор стал решающим при закрытии проекта в 1997 году. Казахстан к этому моменту выдвинул ряд антиядерных инициатив, и руководство страны приняло принципиальное решение остановить реактор.
Постановлением правительства Республики Казахстан реактор БН-350 был снят с эксплуатации 22 апреля 1999 года. После остановки реактора был разработан план первоочередных мероприятий по выводу реактора из эксплуатации, который состоял из пяти частей. Первая часть — это обращение с топливом, вторая — обращение с жидкими радиоактивными отходами, третье — твёрдые радиоактивные отходы, четвёртая — обращение с натрием первого и второго контура и последняя — поддержание здания и сооружений в исправном состоянии.
Фотогалерея3
