PROFILPELAJAR.COM

БН-1200
БН-1200
Тип реактора	На быстрых нейтронах
Назначение реактора	Электроэнергетика
Технические параметры
Теплоноситель	Натрий
Топливо	MOX-топливо, 235U и 239Pu
Тепловая мощность	2800 МВт
Электрическая мощность	1220 МВт
Разработка
Проект	2012-2015
Научная часть	ФГУП ГНЦ РФ ФЭИ
Предприятие-разработчик	ОАО СПбАЭП
Конструктор	ОАО ОКБМ им. Африкантова
Новизна проекта	Формирование экологически чистого «замкнутого» ядерного топливного цикла
Строительство и эксплуатация
Строительство первого образца	2022-2030
Местонахождение	Белоярская АЭС
Пуск	2030 г. (планируется)
Эксплуатация	2030-2090
Построено реакторов	0
Сайт	okbm.nnov.ru/english/npp

БН-1200 — реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, проектируемый серийный реактор на быстрых нейтронах. Электрическая мощность — 1220 МВт.

Цели сооружения^[1]:

Создание надежной конструкции реакторной установки нового поколения для серийного коммерческого энергоблока с быстрым реактором, предназначенного для реализации первоочередных задач перехода к замкнутому ядерному топливному циклу атомной энергетики;
Повышение технико-экономических показателей энергоблока с реактором БН до уровня показателей современных ВВЭР одинаковой мощности;
Повышение безопасности до уровня требований к реакторным установкам IV поколения;

Мощность серийного энергоблока выбрана исходя из следующих требований:

Одинаковая электрическая мощность с ВВЭР-1200 с целью согласованного подхода к выбору площадок для размещения АЭС, унификации теплогенератора и другого электротехнического оборудования;
транспортабельность крупногабаритного оборудования по железной дороге;

Технические характеристики

Характеристика	БН-1200^[2]^[3]
Тепловая мощность реактора, МВт	2800
К. п. д. (нетто), %	39
Давление пара перед турбиной, атм
Давление в первом контуре, атм
Давление во втором контуре, атм
Температура натрия, °C:
на входе в реактор
на входе в теплообменники первого контура
на выходе из теплообменников второго контура
Диаметр активной зоны, м
Высота активной зоны, м
Диаметр ТВЭЛа, мм	9,3 мм
Число ТВЭЛов в кассете
Загрузка топлива, т
Среднее обогащение урана, %
Среднее выгорание топлива, МВт-сут/кг

электрическая мощность — 1220 МВт
Температура теплоносителя первого контура в промежуточном теплообменнике — 550 °C
Температура в парогенераторе — 527 °C
Температура пара — 510 °C
Давление пара — 17 МПа
Проектный срок службы — 60 лет.

В число мер повышения безопасности входят исключение внешних трубопроводов с натрием из первого контура и пассивное аварийное охлаждение реактора.

История проекта

В 2014 году была завершена разработка материалов проекта энергоблока. В рамках этого проекта были разработаны основные схемно-технологические решения, основные здания, системы, коммуникации, а также выполнены технико-экономические оценки.^[4]

Строительство

Капитальные затраты на строительстве реакторов БН более чем на 50 % превышают таковые для легководных реакторов аналогичной мощности^[5]. Планируется снизить стоимость строительства до соизмеримой с реактором типа ВВЭР-1200^[6].

Решение о строительстве первого реактора будет принято в 2022 году. Местом строительства выбрана Белоярская АЭС в Свердловской области, где уже работают реакторы БН-600 и БН-800^[6].

Перенос сроков

До 2019 года решение о строительстве предполагалось принять в 2021 году^[6], в 2016 году сроком принятия решения называли 2019 год^[7], а в 2013 году — 2014^[8]. В апреле 2022 представитель Росатом Вячеслав Першуков заявил о том, что проект готов к строительству и решение о сроках его начала будет принято в 2022 году^[9].

Доводка реактора

В 2016 г. на совещании с научно-техническим советом «Росатома» перед разработчиками реактора была поставлена задача — довести БН-1200 до уровня, превосходящего ВВЭР-1200 и сопоставимого с самыми перспективными мировыми проектами тепловых реакторов.

Текущий проект реакторной установки получил высокие оценки. Было отмечено качество документации, полнота и обоснованность технических решений. В то же время подвергся критике проект энергоблока на базе реактора БН-1200. Было отмечено, что проекта как такового пока нет, есть лишь материалы к нему, да и они не самой высокой проработки.

Больше всего нареканий было по экономическим характеристикам: капитальные вложения в строительство, цена электроэнергии и прочие технико-экономические характеристики уступают энергоблокам ВВЭР-1200 на 15 %. Это не даёт российским реакторам на быстрых нейтронах конкурентных преимуществ на рынке. В качестве новых ориентиров были указаны перспективные мировые проекты АЭС с реакторами на тепловых нейтронах — например, CAP-1400, который делают в Китае на базе AP-1000.

Одна из слабых сторон проекта, по мнению экспертов, состояло в том, что пока нет комплексного видения замкнутого топливного цикла:

не завершены НИОКРы по нитридному СНУП-топливу;
нет промышленного производства МОКС;(решено)
нет готовых технологий производства и обновления топлива.(решено)

Представители «Росатома» призвали проектантов к комплексному подходу: проектируя реактор, нужно иметь в голове картину всего промышленного комплекса, в том числе модулей производства и обновления топлива. На это разработчикам были даны два года^[10].

В частности, к 2017 г. требовалось:

разработать техническое задание на промышленный энергокомплекс (ПЭК: энергоблок, модуль производства и модуль обновления топлива), а также технические требования к объектам;
исправить материалы проекта энергоблока и технические проекты реакторной и турбинной установок с учётом замечаний экспертизы;
выполнить обликовый проект ПЭК с анализом топливного баланса, логистики и технико-экономических показателей.

По состоянию на 2022 год основная часть этих проблем была решена. Производство МОКС-топлива для реакторов серии БН было начато в 2018 году^[11]. Работы по нитридному топливу успешно продвинулись вперёд и планируются к сдаче в 2024 году^[12]. Эти работы могут послужить основой цикла рефабрикации топлива^[12].