Определенную трудность представляет выбор оборудования вспомогательных систем двухконтурного реактора. В данном случае сохранены вспомогательные системы II контура и безопасности ПГ, имея в виду, что последние используются в чрезвычайных обстоятельствах – при разгерметизации ПГ. Таким образом, согласно проведенным оценкам при благоприятной реализации следующих решений: двухконтурная тепловая схема, корпусной парогенератор (имеющий двухстенную теплопередающую поверхность), по-видимому, можно обеспечить приблизительно одинаковые или даже меньшие удельные металлоемкость и стоимость БР и ТР (для 3-контурных схем соотношение стоимостей и металлоемкости АППУ БР/ТР составляет 1,3–1,5).

Кроме того, использование в качестве греющей среды парогенератора теплоносителя I контура, имеющего более высокую температуру чем теплоноситель II контура, позволяет существенно повысить параметры паросилового цикла. При температурах греющего теплоносителя ПГ 545/355 °С (ТI к БН-1600 — 547/354 °С) можно в рамках используемого цикла и применяемых турбин повысить температуру регенеративного подогрева питательной воды с 210 °С до 240–250 °С и температуру острого пара до 530–535 °С. Указанное повышение температурных характеристик цикла обеспечивает повышение КПД на 3–4% и мощности АЭС на ~50 МВт(э).

При температуре греющего теплоносителя ПГ 550/360 °С существует возможность перейти на стандартные турбоустановки с начальными параметрами пара (перед турбиной: 535/535 °С, давление 240 атм и температуру питательной воды 270–280 °С). Эта мера позволит увеличить КПД АЭС БН с 41–42% до 44–45% и электрическую мощность на ~7% (на ~120 МВт(э)), что соответственно снизит удельную металлоемкость, стоимость АППУ и вырабатываемой электроэнергии.

С учетом исключения промежуточных теплообменников, ГЦН-II, существенного снижения металлоемкости реактора, повышения КПД удельная стоимость оборудования АППУ в случае перехода на двухконтурную схемуснизится на 30–35%. Однако, усложнение строительной части, в связи с необходимостью применения защитной оболочки, усложнение технологии изготовления и, возможно, контроля и защиты ПГ, приведут к некоторому удорожанию. Согласно сделанным оценкам переход на двухконтурную схему приведет к снижению удельных капвложений по АЭС не менее чем на 7–8%.

3.10. Применение двухконтурной схемы (!!!!!!!!! - прим. AtomInfo.Ru)

Для действующих и проектируемых демонстрационных и промышленных быстрых реакторов традиционной является трехконтурная схема теплоотвода: два натриевых контура и водопаровой третий. Хотя и имеются определенные успехи в создании надежных парогенераторов натрий-вода, ставить вопрос о ликвидации буферного второго контура в настоящее время, по-видимому, преждевременно.

Однако для перспективы, в случае создания высоконадежных парогенераторов, этот вопрос, безусловно, заслуживает внимания.

Известно, что в настоящее время в нашей стране и за рубежом рассматривается конструкция ПГ с двухстенной теплопередающей поверхностью. Исследования ведутся с целью повышения надежности ПГ, упрощения схемы БР. В этой связи большой интерес представляют работы, проводимые во Франции по двухконтурным схемам БР с двухстенными парогенераторами.

Большинство двухстенных конструкций ПГ рассматривается с гелиевым подслоем. Детектирование гелия в теплоносителе или воде/паре, воды-натрия в гелии может быть эффективным способом контроля целостности ПГ. Забегая вперед отметим, что разработанный ОКБ Гидропресс вариант двухстенного ПГ имеет длинные (L = 125 м) теплопередающие трубки, число их на блок 1600 МВт составляет 2400 шт., т. е. каждая трубка имеет ~0,65 МВт(э).

В реакторе РБМК-1000 имеется ~1700 каналов мощностью 0,6 МВт(э) каждый, в каждом канале установлена запорно-регулирующая арматура. Поэтому, в принципе, возможно организовать контроль целостности каждой трубки, которая имеет вход-выход из корпуса (рис. 1), и в случае необходимости оперативное отключение.

Все это дает основания рассматривать для перспективных АЭС БР двухконтурную схему отвода тепла.

Предварительные рассмотрения показали, что из-за сравнительно большого гидравлического сопротивления ДПГ по теплоносителю предпочтительной является технологическая схема с установкой ГЦН-I на горячей стороне. Такие схемы используются в проектах и действующих реакторах. Например, насос I контура на горячей стороне теплоотводящей петли установлен в реакторах FFTF, SNR и др. с температурой перекачиваемого натрия 530–550 °С.

Ниже даны показатели металлоемкости (в тоннах) АППУ типа БН-1600 (2-контурная петлевая компоновка и 3-контурная компоновка, интегральный реактор) и ВВЭР-1000.

3.9. Учет фактора серийности

Обсуждаемые в настоящее время экономические характеристики быстрых реакторов экстраполируются на основе первого экземпляра энергетического реактора БН-600, тогда как по тепловым реакторам информация берется из достаточно усовершенствованного третьего поколения реакторов ВВЭР.

Имеющиеся данные по стоимости первых и серийных образцов энергетического оборудования подтверждают это. В качестве примера приведем стоимости турбоустановок
-800-130 в зависимости от порядкового номера:



Стоимость четвертого экземпляра турбины по сравнению с первым снижается почти в 2 раза.

Влияние серийности на стоимость натриевого оборудования оценим на примере ГЦН:



Чтобы оценить влияние серийности на стоимостные характеристики АЭС в целом необходимо определить номенклатуру оборудования, «подверженного» этому влиянию. Можно предположить, что фактор серийности в первую очередь скажется на оборудовании, изготавливаемом в заводских условиях: ГЦН I и II контуров, промтеплообменники, привода СУЗ, механизмы системы перегрузки, турбоустановки (в ТЭО заложена стоимость первых экземпляров турбин).

По данным Главного конструктора АППУ и завода-изготовителя турбин стоимость перечисленного выше оборудования составляет 71,2 млн руб. Для серии из 4–5 реакторов типа БН-1600 с учетом вышеизложенного можно, по-видимому, принять, что стоимость изготавливаемого в заводских условиях оборудования за счет серийности может быть снижена на 35% или на 25 млн руб. Это составит ~3,2% от общих капвложений. По-видимому, можно рассчитывать на совершенствование технологии изготовления корпусов на строительных площадках, а также строительства.

Все это позволяет для АЭС в целом на фактор серийности и совершенствование технологии изготовления оборудования и строительства принять снижение удельной стоимости 4–5%.

3.8. Увеличение количества однотипных энергоблоков на площадке

Для обеспечения нормальной эксплуатации АЭС предусматривают соответствующие спецустройства для замены и средства для ремонта оборудования. Кроме того, предусматривается соответствующее резервное оборудование. Стоимость наиболее существенных из указанных устройств и оборудования, например, для реактора БН-600 характеризуется следующими цифрами:
– спецустройства для ремонта и замены оборудования — 11 млн руб.,
– приспособление для глушения трубок промтеплообменников — 1,4 млн руб.,
– цех по ремонту модулей ПГ и другого крупногабаритного оборудования — 6,0 млн руб.,
– резервное оборудование (ПТО, ГЦН-I, ГЦН-II, модули ПГ, ловушки) — 5,7 млн руб.
Итого: 24 млн руб.

По отношению к общим капвложениям БН-600 указанная сумма составляет ~7%. В случае размещения на одной площадке 4-х таких блоков долевые затраты на ремонтные средства для каждого из блоков не превысили бы 2% от общей суммы затрат. Поэтому если, например, рассматривать площадку с четырьмя блоками БН-1600 (по типу Игналинской площадки с РБМК-1500) можно ожидать экономию на каждом блоке удельных капвложений по АЭС на ~5%. Для многоблочной площадки будет экономия и по ряду других статей затрат, например, по системе приготовления и дренирования теплоносителя и др.

3.7. Применение одной турбины 1600 МВт

БН-1600 и БН-800 используют турбины К-800-130 единичной мощностью 800 МВт. Опыт проектирования и освоения блоков с реакторами ВВЭР-1000 показывает, что на головных образцах использовалось по два турбогенератора 500 МВт, на следующих — один 1000 МВт. Аналогичная ситуация и на зарубежных АЭС: на Супер-Феникс-1 — два турбогенератора — 600 МВт, на Супер-Феникс-2 — один мощностью ~500 МВт.

По опубликованным данным замена двух турбогенераторов одним приводит к уменьшению объемов машзала и стоимости оборудования на 30%. С учетом данных ТЭО суммарная стоимость строительства и оборудования машзала БН-1600 с двумя турбинами составляет 89,6 млн руб. Замена двух турбогенераторов 800 МВт одним 1600 МВт при одновременном укрупнении водопитательного и регенеративного оборудования позволит сэкономить на строительной части и оборудовании ~15 млн руб. —
2,0% от общих капвложений в АЭС типа БН-1600.

Необходимо отметить, что, в условиях четырех теплоотводящих петель и такого же количества независимых систем расхолаживания с ВТО, переход на один турбогенератор не окажет отрицательного влияния на безопасность реактора.

3.6. Повышение средней температуры теплоносителя на выходе из реактора, параметров и КПД паросилового цикла

В действующих БР, а также в проектируемом БН-1600 при максимальной температуре оболочки 700–710 °С максимальная среднесмешанная температура теплоносителя на выходе из реактора составляет 545–550 °С. Температура пара на выходе из ПГ — 490 °С, что на 40 °С ниже стандартных значений, принимаемых в обычной энергетике. Значительное различие температур оболочки и теплоносителя обусловлено недостаточным совершенством теплогидравлики реактора, тепловыделяющих сборок и системы дросселирования расхода через них. Разрабатываемые мероприятия, направленные на уменьшение разбавления «горячей» температуры теплоносителя в ТВС, активной зоне и по реактору в целом, в перспективе позволят поднять среднесмешанную температуру на выходе из реактора на 25–30 °С, не увеличивая максимальную температуру оболочки.

С учетом применения тонкостенных трубок в промтеплообменниках температура теплоносителя на входе в парогенератор и генерируемого пара может быть увеличена на
0–35 °С. Указанное повышение температуры теплоносителя II контура позволит повысить параметры паросилового цикла (температуру питательной воды, давление, температуру пара), что приведет к увеличению КПД на 2,5–3,0% (отн.). Соответственно увеличится электрическая мощность блока, снизятся удельные капвложения.

Необходимо отметить, что используемые турбогенераторы могут воспринять указанное увеличение мощности.

3.5. Упрощение внешних систем с радиоактивным теплоносителем и транспортно-технологической части

Проектируемый реактор интегрального типа БН-1600, как и действующий БН-600, имеет внешние системы с радиоактивным теплоносителем:
– система очистки, приготовления и дренажа натрия,
– барабан отработавших сборок с натрием в качестве охладителя и соответствующими системами.

По опыту БН-600 общая стоимость вспомогательных систем I контура массой ~700 т составляет ~6,2 млн руб., хотя стоимость собственно 5 фильтр-ловушек I контура — главного элемента этих систем, составляет ~0,85 млн руб. Дорогостоящими являются трубопроводы с арматурой и электрообогревом, дренажные баки.

В отношении размещения ловушек в последние годы появились и другие предложения. В частности, в строящемся реакторе Супер-Феникс-1 и проектируемом СФ-2, ловушки располагаются в корпусе интегрального реактора. В отчете «О стоимости оборудования установок БН-800, БН-1600» 1982 г. проанализированы возможности встройки двух ловушек БН-600 в корпус реактора БН-1600. Рассмотрения показали, что эти предложения хотя и обеспечивали некоторый экономический эффект, но из-за больших габаритов ловушек, неприспособленности их конструкции для внутрикорпусного размещения на головном блоке не были приняты.

В настоящее время рассматриваются пути создания компактных ловушек для размещения внутри корпуса интегрального реактора. Идеи и предложения будут реализованы в перспективных реакторах типа БН-1600.

Опыт пуска и эксплуатации быстрых реакторов интегрального типа показывает, что необходимости в дренировании радиоактивного теплоносителя не было. С учетом создания для отечественных реакторов систем ультразвукового видения под уровнем натрия (за рубежом такие системы уже используются) может отпасть необходимость в операции поддренирования теплоносителя до уровня головок ТВС и соответствующих крупногабаритных дренажных баках. С учетом предварительных стоимостей вспомогательных систем БН-1600 реализация мероприятий по размещению ловушек в корпусе реактора и исключение трубопроводов, дренажных емкостей, соответствующее сокращение строительной части позволит сэкономить ~4,5 млн руб. или ~0,6% от общих капвложений в БН-1600.

Кроме систем очистки и дренирования, радиоактивный теплоноситель находится в барабане отработавших сборок (БОС). Последний, по аналогии с реактором, имеет соответствующие вспомогательные системы радиоактивного теплоносителя. БОС служит для накопления и предварительной выдержки выгоревших ТВС перед помещением их в водяной бассейн для более длительного хранения. Вместе с тем совершенно очевидно, что при широком вводе БР в систему ЯЭ потребуется сокращение внешнего топливного цикла до 1 года и менее. В этом случае ТВС, простоявшие во внутриреакторном хранилище (в течение 0,5–1 года или даже более), могут прямо отправляться на завод РТ.

Как показывает опыт эксплуатации мощных тепловых моноблоков (реактор — одна турбина), перегрузка топлива в них совмещается с длительной (1–2 месяца) остановкой на ремонт турбины и реакторного оборудования. В этом случае сокращение продолжительности выгрузки ТВС из реактора, чему способствует наличие БОС (в нем можно накапливать выгоревшие ТВС и другие операции — отмывку, транспортировку в бассейн — производить при работающем реакторе), не имеет особого значения. Стоимость барабана отработавших сборок, а также теплоносителя, вспомогательных систем составляет ~2,5 млн, их исключение позволит снизить удельные капвложения на ~0,3%.

Однако в условиях интегрального реактора исключение всех внешних систем с радиоактивным теплоносителем — проблема не только экономическая, но и эксплуатационная. Решение ее практически исключает вероятность пролива радиоактивного теплоносителя, поскольку основной корпус реактора имеет «вторую», кроме несущей, защитную стенку с контролируемой газовой полостью между ними. Исключение помещений с радиоактивным теплоносителем снимает проблемы их герметизации и пожаротушения.

Интегральные конструкции реакторов в случае размещения всех радиоактивных систем в корпусе реактора будут иметь решающие преимущества перед петлевыми компоновками.

Прямая отправка ТВС из внутриреакторного хранилища на завод РТ позволяет отказаться от сооружения на перспективных блоках громоздких водяных бассейнов. Для АЭС БН-1600 — это экономия ~290·103 м3 строительных объемов. С учетом удельных стоимостей (~60 руб./м3) сокращение водяного бассейна дает экономию ~17,5 млн руб. или 2,3% от общих капвложений.

По части снижения металлоемкости, транспортно-технологическая часть (ТТЧ) БР имеет значительные потенциальные возможности. Например, ТТЧ БН-600 имеет массу металла 8400 т, из которых оборудование (МПП, барабаны и др.) составляет 760 т. Подавляющая часть металла используется как средство биологической защиты. Проектировщикам необходимо изыскивать пути экономии металла, использовать, где это возможно, бетон и новые материалы, например, полимеры.

Рассмотренные выше изменения вспомогательных систем и транспортно-технологической части могут позволить снизить удельные капвложения по АЭС на ~3%.

3.4 Размещение теплообменников аварийного расхолаживания в корпусе интегрального реактора

В техпроекте АППУ БН-1600 к каждой из 4-х петель II контура подключены теплообменники натрий II контура — воздух (ВТО) для аварийного отвода тепла от I контура в ситуациях, связанных с прекращением подачи воды в парогенераторы. Анализ имеющихся публикаций и зарубежных проработок показывает, что надежность системы аварийного теплоотвода существенно повысится, если указанные ВТО подключить к специальным теплообменникам аварийного расхолаживания, расположенным в корпусе реактора. Наличие 4-х автономных систем теплоотвода с ВТО позволит снять функции безопасности с II и III контуров АЭС, что приведет к их упрощению и удешевлению.

В этом случае отпадает необходимость в размещении парогенераторов на значительной высоте над реактором (ПТО) для обеспечения естественной циркуляции во II контуре. Это, в свою очередь, позволяет расположить соосно и на небольшом расстоянии патрубки ПТО и патрубки (коллектора) ПГ. Трассировка сравнительно коротких прямых трубопроводов будет весьма благоприятной для применения сильфонов и трубопроводов большого диаметра. Две нитки трубопроводов на каждой из петель II контура могут быть заменены одной ниткой Dy = 1000 мм. Все это приведет к дальнейшему сокращению длины и массы трубопроводов и объема натрия II контура, уменьшению количества нагревателей, кабелей, КИП, электрощитов и др.

Расчеты с использованием удельных стоимостных характеристик раздела 3.2 показывают, что за счет сокращения протяженности и замены двух ниток трубопроводов одной большего диаметра экономия, с учетом затрат на внутрикорпусные теплообменники расхолаживания, составит 5–6 млн руб., что эквивалентно снижению общих капвложений по АЭС на 0,65–0,8%.

Уменьшение расстояния между реактором и парогенераторами, сокращение систем электрообогрева может привести к уменьшению строительных объемов реакторного здания на ~65 тыс. м3 (~8% от общего объема) и затрат на ~6,5 млн руб.

Таким образом суммарная экономия от внедрения мероприятий, рассмотренных в этом разделе, составит ~12 млн руб. или 1,5% по АЭС в целом.

3.3. Усовершенствование конструкции, снижение металлоемкости реактора

В проработках по перспективным зарубежным реакторам большой мощности (например, по французскому реактору Супер-Феникс-2) предлагается вариант реактора без вторичного страховочного корпуса. Роль последнего выполняет металлическая облицовка шахты аппарата. Исключение страховочного корпуса позволяет уменьшить металлоемкость реактора БН-1600 на 250–300 т.

В отличие от зарубежных конструкций интегральных реакторов с верхней подвеской, реактор БН-1600 (техпроект) имеет верхнюю плиту (верхняя неподвижная защита) и металлоемкие внутрикорпусные конструкции (опорный пояс, вертикальные цилиндры для крепления ГЦН, ПТО). Кроме того, для поддержания в заданных пределах температуры крыши корпуса, применена сравнительно сложная и металлоемкая система ее охлаждения.

Если судить по последним французским проработкам по реактору Супер-Феникс-2 из-за специфики теплопередачи от зеркала теплоносителя к крыше, необходимость в специальной системе ее охлаждения может отпасть. Прогресс с отработкой крупногабаритных сильфонных компенсаторов, по-видимому, позволит устанавливать их на трубопроводах I контура (ГЦН — напорная камера), расположенных внутри корпуса интегрального реактора. Все это позволит закрепить оборудование (ГЦН-I, ПТО) на верхней неподвижной защите, упростить конструкцию корпуса реактора, значительно уменьшить массу внутрикорпусных конструкций.

По оценкам реализация этих мероприятий позволит сэкономить 450 т стали. По данным изготовления оборудования БН-600 удельная стоимость страховочного корпуса – 14,5 тыс. руб./т, опорных конструкций (опорный пояс и др.) — 12,5 тыс. руб./т. Таким образом, общая экономия за счет реализации указанных выше мероприятий составит ~10 млн руб., что составляет ~1,3% от общих капвложений на АЭС.

"Финансирование с узбекской стороны. Вопрос о государственном кредите не обсуждается", - сказал Лихачев в эфире "Первого канала".
https://ria.ru/20240527/aes-1948740569.html

Думаю (не инсайд!), что сработал фактор "более дешёвого входного билета". РИТМы страна-новичок может оплатить сама, а вот ВВЭРы уже будет просить поддержать кредитом.

3.2. Применение сильфонных компенсаторов на трубопроводах II контура

Как известно, компенсация термических расширений тонкостенных крупногабаритных трубопроводов (820×13 мм, 630×13 мм) обеспечивается за счет пространственных гибов. Это приводит к значительному увеличению их длины.

По проработкам ВНИПИЭТ, применение сильфонов во II контуре БН-800 сокращает длину трубопроводов на 426 м (115,5 т) и объем теплоносителя на 214 м3. Во втором контуре установки БН-1600 предполагается использовать в каждой петле по две нитки трубопроводов 820×13 мм. Поэтому при прочих равных условиях применение сильфонов во II контуре БН-1600 позволит уменьшить длину трубопроводов 820×13 мм на 1100 м (310 т) и объем теплоносителя на 570 м3.

По данным откорректированного СФР БН-600 стоимость 1 т трубопроводов II контура с электрообогревом (включая КИП, кабели, щиты) и теплоизоляцией составляет ~15 тыс. руб./т, стоимость 1 т натрия — 2 тыс. руб. Поэтому полученное выше сокращение длины трубопроводов и объема теплоносителя с учетом некоторого сокращения вспомогательных систем (уменьшение объемов сливных емкостей) снизит стоимость на 6–6,5 млн руб., что составит 0,8–0,85% от общих капвложений АЭС.

3.1. Применение более совершенных конструкций парогенераторов

На головных образцах, а также в варианте, представленном в ТЭО, используется секционно-модульная конструкция парогенератора: в каждой из 4-х петель — 16 секций, по 2 модуля в каждой секции.

ОКБ Гидропресс — Главный конструктор ПГ разрабатывает 11 вариантов конструкций ПГ — от корпусного до микромодульного. Эти проработки показывают, что по мере совершенствования технологии, качества изготовления и контроля ПГ будут использоваться более совершенные с точки зрения стоимости конструкции, позволяющие уменьшить их весогабаритные характеристики и стоимость в 1,5–2 раза по сравнению с вариантом, используемом на головных образцах БН-1600.

Последние проработки и предложения ОКБ Гидропресс сводятся к тому, что и на головном образце с использованием отработанных на БН-600 модулей существует возможность снизить количество модулей и секций ПГ. Например, предлагается вариант секции: два модуля испарителей и один пароперегреватель. В этом случае количество секций уменьшается в два раза (8 вместо 16), а модулей — на 30% (24 вместо 32). Экономия средств по данным ОКБ Гидропресс в этом случае составляет ~24 млн руб., что эквивалентно снижению удельных капвложений на ~3% по АЭС типа БН-1600 в целом.

В проработках ОКБ Гидропресс рассмотрены перспективные конструкции ПГ. Применение их позволит удешевить ПГ (по сравнению с вариантом, используемым в ТЭО) более чем в два раза, что соответствует экономии ~5–6% удельных капзатрат по АЭС в целом. В связи с вышеизложенным можно полагать, что применение в перспективе более совершенных конструкций и компоновок ПГ на АЭС типа БН-1600 позволит сэкономить 4–4,5% общих капвложений за счет снижения цены собственно ПГ, трубопроводов обвязки, арматуры, мощности электрообогрева, систем контроля, строительных объемов.

3. Пути совершенствования проектных решений

Прошедшая стадия строительства и эксплуатации БР средней мощности выявила реальные денежные затраты на энергоблоки этого типа. Поэтому вопрос о том, насколько быстрый реактор дороже теплового, в настоящее время стоит не столь отвлеченно, как это было на начальной стадии разработки БР.

Сопоставление удельных капзатрат одновременно сооруженных на освоенных площадках реакторов — III блока БАЭС — БН-600 и V блока НВАЭС — ВВЭР-1000 показывает, что различие не столь существенно (1,45—1,50: 560 руб./кВт — в БН-600 и 385 руб./кВт — ВВЭР-1000), как это обычно имеет место при сравнении вновь создаваемых энергоустановок с практически освоенными.

Кроме того, разработчики, принимая во внимание особенности БР: высокий КПД — на 30% выше, чем у существующих тепловых реакторов; низкое давление в корпусах реактора и теплообменного оборудования, компактная активная зона и др., видят пути упрощения и удешевления БР. Более высокая стоимость БР объясняется отчасти определенным консерватизмом при выборе конструкторских и проектных решений, неотработанностью технологии изготовления оборудования головных энергоблоков, недостаточным укрупнением оборудования, неполным использованием замечательных возможностей быстрых реакторов в части повышения эффективности преобразования тепловой энергии реактора в электрическую.

Разумеется, что по мере накопления технологического и эксплуатационного опыта будет осуществляться естественный процесс усовершенствования технико-экономических характеристик быстрых реакторов. Основные усилия должны быть направлены на совершенствование и снижение металлоемкости оборудования. Удельные капзатраты по строительной части реакторов БН-600 и ВВЭР-1000 приблизительно одинаковые.

Специфика быстрых реакторов такова, что для них нет необходимости в сооружении сложной и дорогостоящей герметичной оболочки, рассчитанной на значительное избыточное давление. Для применяемой интегральной конструкции корпус быстрого реактора, содержащий радиоактивный теплоноситель и оборудование I контура, заключен в герметичный страховочный кожух, все выводы трубопроводов сделаны выше уровня теплоносителя в корпусе. Эти меры исключают утечку теплоносителя из корпуса при разрыве трубопроводов I контура. Оборудование и трубопроводы петель II контура размещаются в отдельных боксах.

Оценки с использованием данных ТЭО ЛОТЭПа по БН-1600 и реальных затрат по БН-600 показывают, что в случае применения традиционной прямоугольной компоновки, с учетом некоторого возрастания факторов ценообразования, удельные капзатраты в головные блоки БН-1600 будут на уровне 470—480 руб./кВт.

Внедрение по мере освоения БР рассматриваемых ниже усовершенствований заметно удешевит БР.

https://t.me/rosenergoatom/1280

Россия и Узбекистан подписали соглашение о строительстве атомной станции малой мощности

В ходе визита Президента РФ в Узбекистан в присутствии глав государств подписан документ, расширяющий сотрудничество между странами для строительства в Узбекистане атомной электростанции малой мощности (АСММ) по российскому проекту.

Также на полях мероприятия «Атомстройэкспорт» и Дирекция по строительству АЭС при Агентстве по атомной энергии при кабинете министров Республики Узбекистан подписали контракт на сооружение АСММ.

Проект предусматривает строительство в Джизакской области станции мощностью 330 МВт (шесть реакторов мощностью 55 МВт каждый). Росатом выступит генеральным подрядчиком строительства станции, к строительству также будут привлечены местные компании.

Вместе.

В межправе теперь будут фигурировать и ВВЭР на 1,2 ГВт, и малые.

Также на полях мероприятия «Атомстройэкспорт» и Дирекция по строительству АЭС при Агентстве по атомной энергии при кабинете министров Республики Узбекистан подписали контракт на сооружение АСММ.

Проект предусматривает строительство в Джизакской области станции мощностью 330 МВт (шесть реакторов мощностью 55 МВт каждый). Росатом выступит генеральным подрядчиком строительства станции, к строительству также будут привлечены местные компании.

https://t.me/rosenergoatom/1280

И в межправ с Узбекистаном добавили шесть РИТМов.
Но это пока ещё абстрактно.

2.2. Повышение выгорания

Для улучшения экономических показателей топливного цикла большое внимание уделяется увеличению времени нахождения топлива в реакторе – увеличению глубины выгорания.

Влияние глубины выгорания на характеристики реактора типа БН-1600 и топливного цикла представлено в таблице [см. далее].

Несмотря на некоторые потери в КВ с увеличением выгорания растет темп воспроизводства горючего, сокращаются объемы химпереработки и изготовления ТВС. Соответственно сократится и топливная составляющая затрат.

В реакторе БОР-60, а также в зарубежных экспериментальных реакторах достигнуто выгорание ~20% т.а., в действующих энергетических реакторах — 7–10% т.а. По мере отработки технологии качественного изготовления и контроля твэл, ограничение ресурса ТВС будет связано с формоизменением и свойствами шестигранного чехла из-за радиационных эффектов — распухания и ползучести.

С целью создания работоспособных чехлов ТВС при больших выгораниях и флюенсах нейтронов ведутся интенсивные исследования по конструкционным материалам для оболочки твэл и ТВС, а также по технологии термомеханической обработки. В настоящее время перспективными считаются аустенитные холоднодеформированные стали, ферритные стали. Уже получены хорошие результаты по радиационной стойкости отечественной ферритно-мартенситной стали ЭП-450 при ее облучении в реакторах БОР-60 и БН-350.

2. Повышение характеристик воспроизводства и экономических
показателей топливного цикла

2.1. Повышение коэффициента воспроизводства

Повышение характеристик воспроизводства быстрых реакторов связывают с применением новых, более совершенных с точки зрения физики, видов
топлив и конструкций активных зон. В качестве перспективных топлив рассматривают карбидное и металлическое.

Карбидное топливо, по сравнению с хорошо освоенным в настоящее время окисным, обладает рядом преимуществ — более высокой плотностью, хорошей теплопроводностью, меньшим количеством замедлителя. Расчетные оценки показывают, что применение карбидного топлива позволяет увеличить КВ на 0,15–0,2 (а. е.) и уменьшить время удвоения на 25–30% по сравнению с широко используемым окисным топливом.

Проведенные в последние годы исследования экспериментальных сборок с карбидным топливом (в том числе и на реакторе БР-5) позволили получить ряд важных результатов по поведению и изменению свойств этого топлива в условиях облучения. В настоящее время ведутся расчетные исследования реакторов большой мощности на карбидном топливе.

Из всех рассмотренных для быстрых реакторов видов топлив металлическое уран-плутониевое обладает наибольшими потенциальными возможностями в достижении высоких коэффициентов воспроизводства. Это связано, в основном, с двумя факторами:

1) Отсутствием замедляющих разбавителей, что обеспечивает более жесткий спектр нейтронов и, как следствие, меньшее значение паразитного захвата нейтронов на делящихся изотопах (α Pu-239 и α Pu-241) и конструкционных материалах.

2) Наибольшей плотностью топлива (ρтеор = 19 г/см3), обеспечивающей наибольший вклад деления урана-238 в коэффициент воспроизводства.

Расчеты показывают, что металлическое топливо позволяет при обеспечении работоспособности топлива до выгораний 6–7% достигнуть КВ = 1,75–1,85 и Т2 = 7–8 лет (здесь и далее Т2 приводится для Твн = 1 год).

Подготовлены технические предложения по реактору типа БН-1600 на металлическом топливе. Значительный объем исследований по технологии и работоспособности твэл с металлический топливом выполнен в НИИАР и ВННИНМ. Однако экспериментальных данных по применению карбидного и металлического топлива пока недостаточно, чтобы можно было уверенно рассчитывать на их применение в условиях существующих рабочих характеристик и параметров (выгорание, энергонапряженность, температуры топлива и оболочки).

Несколько облегченные условия для металлического топлива может обеспечить использование его в экранах (боковых и торцевых) и внутренних зонах воспроизводства гетерогенных активных зон.

Центральная часть реактора БН-1600 в техническом проекте спроектирована таким образом, что в нем могут быть применены:

1) традиционная активная зона на окисном топливе;

2) в боковом и торцевых экранах может быть использован необогащенный металлический уран.

Кроме того, в процессе эксплуатации реактора может быть осуществлен переход на гетерогенную окисно-металлическую активную зону.
Введение металлического урана в экраны реактора на смешанном окисном топливе увеличивает КВ с 1,31 до 1,38, и при этом время удвоения составит 11,5 лет.

Дальнейшее увеличение показателей воспроизводства реактора БН-1600 можно получить, используя оксидно-металлические гетерогенные активные зоны. Как показали расчетные исследования, КВ реактора с гетерогенной активной зоной слабо зависит от варианта компоновки и для рассматриваемых во всех вариантах введения в активную зону ~30% (по объему) внутренних зон воспроизводства с металлическим ураном составляет 1,55–1,6. Период удвоения при максимальном выгорании 10% т.а. составляет 9 лет, избыточная наработка вторичного горючего — 630–660 кг/год.

Указанные характеристики воспроизводства обеспечивают сбалансированное по топливу и приемлемое по структуре развитие крупномасштабной ядерной энергетики и удовлетворяют требованиям, выдвинутым в решении НТС к перспективным быстрым реакторам.

Промежуточный отчет о НИР А. А. Ринейского, М. Ф. Троянова, Л. А. Кочеткова, Ю. Е. Багдасарова «Пути совершенствования проектных решений АЭС БН»
1983 год, ДСП.
Разгрифован и опубликован в 2023 году.

Далее выдержки из него.