БН-600 является важной частью концепции замкнутого ядерного топливного цикла. Росэнергоатом
Москва, 6 мар - ИА Neftegaz.RU. Росэнергоатом подписал решение о продлении срока эксплуатации
энергоблока 3 с реактором БН-600 Белоярской
АЭС.
Об этом
Росатом сообщил 5 марта 2024 г.
Продление срока эксплуатации БН-600
Реализуемый Росэнергоатомом проект
предусматривает продление срока эксплуатации энергоблока БН-600 до 2040 г.
В рамках продления срока эксплуатации 3
го энергоблока Белоярская АЭС провела обследование состояния:
- корпуса реактора БН-600,
- напорной камеры с коллекторами,
- опорного пояса,
- опор теплообменников,
- др. оборудования.
Результаты анализа подтверждают, что ресурс незаменяемых элементов энергоблока является достаточным на период дополнительного или повторного дополнительного срока эксплуатации.
Также для продления срока эксплуатации Белоярская АЭС выполнила ряд важных модернизаций для безопасности зданий, сооружений, систем.
Среди особо крупных работ можно выделить замены модулей парогенератора и насосных агрегатов.
В ближайшие 2 планово-предупредительные ремонта (
ППР) энергоблока 3 предстоит выполнить замену оставшихся модулей парогенератора и питательных насосов, модернизировать дизель-генераторные установки.
В марте 2023 г. Росэнергоатом подаст пакет документов в Ростехнадзор.
После подачи пакета документов в течение 1 года его будут проверять, а затем будет вынесено решение о выдаче лицензии.
Белоярская АЭС им. И.В. Курчатова
Белоярская АЭС имени И. В. Курчатова расположена вблизи г. Заречный (Свердловской области).
Введена в работу в апреле 1964 г.
Всего в составе АЭС было построено 4 энергоблока, в эксплуатации сейчас находятся 2:
- первые 2 энергоблока с реакторами на тепловых нейтронах АМБ-100 и АМБ-200 были окончательно остановлены в связи с выработкой ресурса,
- энергоблок 3 с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-600 мощностью 600 МВт запущен в апреле 1980 г.,
- энергоблок 4 с реактором БН-800 мощностью 885 МВт запущен в декабре 2015 г.
Суммарная установленная мощность Белоярской АЭС составляет 1485 МВт.
Объем вырабатываемой Белоярской АЭС электроэнергии составляет порядка 16% от общего объема электроэнергии Свердловской энергосистемы.
Запланировано расширение Белоярской АЭС энергоблоком 5 с реактором БН-1200 мощностью 1200 МВт - головным коммерческим энергоблоком для серийного строительства.
Зачем все это?
Росатом приводит экспертные оценки, согласно которым продление срока эксплуатации БН-600 позволит Белоярской АЭС безопасно выработать дополнительно около 60 млрд кВтч электроэнергии.
Это будет способствовать реализации планов Росатома по увеличению доли атомной выработки электрической энергии.
Однако 3
го энергоблок Белоярской АЭС для Росатом имеет еще большую значимость в рамках проекта по замыканию ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ).
На энергоблоке с реактором БН-600 апробируются технические решения под будущие реакторы на быстрых нейтронах - на нем осуществляется облучение ТВЭЛов:
- для реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 - реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, который строится в г. Северск на площадке Сибирского химического комбината (СХК) в рамках проекта Прорыв,
- для БН-1200, который планируется ввести на Белоярской АЭС.
Реакторы на быстрых нейтронах способны работать на вторичных продуктах топливного цикла (в т.ч. плутонии) -
уран-плутониевой смеси, что как раз и составляет принцип ЗЯТЦ.
Концепция ЗЯТЦ отрабатывается на реакторе БН-800, который в 2022 г. был переведен на промышленное смешанное оксидное уран-плутониевое
МОКС-топливо.
Другой вид уран-плутониевого топлива для быстрых реакторов - смешанное нитридное уран-плутониевое (СНУП) топливо, оно будет использоваться в реакторе БРЕСТ-ОД-300 (Быстрый Реактор Естественной безопасности со Свинцовым Теплоносителем, Опытный Демонстрационный, мощностью 300 МВт).
В феврале 2024 г. Росатом начал монтаж реакторной установки БРЕСТ-ОД-300, который станет основным элементом Опытно-демонстрационного энергокомплекса (ОДЭК) в рамках проекта Прорыв.
Опытные топливные сборки (
ТВС) СНУП-топлива проходят испытания в реакторе БН-600, где условия наиболее приближены к предполагаемым в БРЕСТ, ведутся послереакторные исследования.
Помимо реакторного блока в ОДЭК входит пристанционный завод, состоящий из модуля переработки облученного смешанного уран-плутониевого топлива и модуля фабрикации-рефабрикации, где будут изготавливаться ТВС для реактора БРЕСТ.
Ввод реактора БРЕСТ-ОД-300 в эксплуатацию
запланирован на конец 2026 г., полностью ОДЭК заработает в 2029 г.
Промышленным вариантом проекта БРЕСТ станет реактор со свинцовым теплоносителем БР-1200.
