БН-800

Проект энергоблока БН-800 был разработан ещё в 1983 г. как типовой и предполагал реализацию сразу на нескольких атомных станциях (Белоярской и Южноуральской). Позднее он дважды пересматривался:

• 1987 год - после аварии на Чернобыльской АЭС;
• 1993 год - в соответствии с новой нормативной документацией по безопасности.

В конце 1990-х годов, согласно «Программе развития атомной энергетики РФ на 1998—2005 годы и на период до 2010 года», все ещё предусматривалось сооружение и ввод в эксплуатацию энергоблоков с реакторами типа БН-800 на двух вышеупомянутых станциях[7]. Однако, в итоге, строительство Южно-Уральской АЭС так и не возобновилось, и проект энергоблока с реактором типа БН-800, со значительной задержкой, был реализован только на Белоярской АЭС.

В 1994 году проект энергоблока БН-800 прошёл все необходимые экспертизы и согласования, в том числе независимую экспертизу комиссии Свердловской области. В итоге, 26 января 1997 года была получена лицензия Госатомнадзора РФ № ГН-02-101-0007 на сооружение блока № 4 Белоярской АЭС с реакторной установкой БН-800.

Разогрев реактора для заправки жидкометаллическим теплоносителем начался 25 декабря 2013 года[10]. Набор минимальной критической массы и вывод на минимальную контролируемую мощность цепной реакции произошли в конце июня 2014 года[11]. Энергетический пуск планировался на октябрь 2014 года[10], но был отложен из-за неготовности проектных сборок MOX-топлива[12]:

Исходно БН-800 планировали пускать на МОКС-топливе (кстати, как и БН-600 в своё время). Но производства этого топлива не было, его нужно было создавать. И в 2010 году уже стало ясно, что когда нужно будет загружать топливо в реактор, готово оно не будет. Тогда перед конструктором поставили срочную задачу: заменить проектную МОКС-зону на смешанную, где часть сборок будет содержать урановое топливо. И конструктор был вынужден принимать решения в условиях нехватки времени и с учётом всех требований, которые необходимо было соблюсти… Решения эти были связаны главным образом с распределением потока натрия — применили дроссельное устройство, которое вкручивалось снизу в топливную сборку. Как оказалось, это устройство при наших расходах натрия надёжно работать не может: там такие нагрузки, что оно просто-напросто вывинчивается и выпадает. Естественно, это касается только той части сборок (их чуть больше сотни из общего количества в тысячу штук), которые пошли под замену штатных… Теперь нужно исправлять их недостатки, заменять ненадёжные части.

— Директор Белоярской АЭС Михаил Баканов

После модификации активной зоны (повторный) физический пуск состоялся в конце июля 2015 года[13].

25.11.2015 на энергоблоке № 4 Белоярской АЭС, (с реактором БН-800) впервые был выработан пар, с помощью которого было произведено пробное прокручивание турбины по штатной тепловой схеме[14].

10.12.2015 21:21 по местному времени (19:21 мск) энергоблок с реактором БН-800 включён в энергосистему Урала[1][15][16].

Энергоблок работает на номинальном уровне мощности[17]

По своим физико-техническим свойствам (низкое — близкое к атмосферному — рабочее давление натриевого теплоносителя, большие запасы до температуры кипения, относительно небольшой запас реактивности на выгорание, большая теплоёмкость натрия и др.) быстрые реакторы с натриевым теплоносителем имеют высокий уровень внутренне присущей безопасности. Это качество убедительно продемонстрировано в процессе длительной эксплуатации предшествующего реактора БН-600. Принят целый ряд новых решений:

• они основываются на пассивных принципах. Это означает, что эффективность не зависит от надёжности срабатывания вспомогательных систем и действий человека.
• ещё одно преимущество натриевого теплоносителя — низкая коррозионная активность по отношению к используемым в реакторе конструкционным материалам. Поэтому ресурс натриевого оборудования большой, а количество образующихся в таком реакторе радиоактивных продуктов коррозии намного меньше, чем в других типах реакторов.
• натрий связывает радиоактивный йод в нелетучий иодид натрия, и он не выделяется в окружающую среду. При эксплуатации установок типа БН образуется незначительное количество радиоактивных отходов.

Использование натрия в качестве теплоносителя требует решения следующих задач:

• чистота натрия, используемого в БН. Большие проблемы вызывают примеси кислорода из-за участия кислорода в массопереносе железа и коррозии компонентов;
• натрий является очень активным химическим элементом. Он горит в воздухе. Горящий натрий образует дым, который может вызвать повреждение оборудования и приборов. Проблема усложняется в случае, если дым натрия радиоактивен. Горячий натрий в контакте с бетоном может реагировать с компонентами бетона и выделять водород, который в свою очередь взрывоопасен.
• возможность реакций натрия с водой и органическими материалами, что важно для надёжности конструкции парогенератора, в котором теплота с натриевого теплоносителя передаётся в водный.

По состоянию на январь 2019 года прямое сравнение реактора БН-800 с другими реакторами на быстрых нейтронах невозможно в силу отсутствия других действующих или строящихся реакторов на быстрых нейтронах. На сегодняшний момент в мире строятся только водо-водяные реакторы, в России строятся только реакторы проекта ВВЭР-1200 (реакторы этого типа меньшей мощности неконкурентны).

Недостатки по сравнению с ВВЭР-1200:

• стоимость 1 кВт установленной мощности в 1,4 раза больше, чем на Нововоронежской АЭС 2-1 с ВВЭР-1200 (капитальные затраты при сооружении энергоблоков БН-800[21] и ВВЭР-1200 примерно равны, а номинальная мощность отличается в 1,4 раза. Данный недостаток будет нивелирован строительством БН-1200[22])
• более дорогое топливо (для топливных загрузок БН требуется уран высокого обогащения (16–20% по ²³⁵U))
• более высокие затраты на эксплуатацию, техническое обслуживание и ремонт, приходящиеся на 1 кВт∙ч произведённой электроэнергии[23]
• низкий КИУМ - 78%[24] (вместе c БН-600) против ~90% (связан с коротким топливным циклом 6 месяцев против 12-18 месяцев у ВВЭР-1200)
• срок службы 40 лет против 60 [8]

Недостатки по сравнению с уран-графитовыми реакторами (РБМК-1000 и др.):

• невозможность перегрузки топлива без остановки реактора
• более дорогое топливо (для топливных загрузок БН требуется уран высокого обогащения (16–20% по ²³⁵U))

Недостатки по сравнению с водо-водяными реакторами иностранного дизайна (AP1000 и др.):

• более дорогое топливо (для топливных загрузок БН требуется уран высокого обогащения (16–20% по ²³⁵U))
• низкий КИУМ - 78%[24] (вместе c БН-600) против ~90%
• срок службы 40 лет против 60 лет

Стоимость строительства водо-водяных реакторов иностранного дизайна[25] в несколько раз превышает стоимость строительства БН-800[21], поэтому стоимость БН-800 в сравнении с ними является преимуществом.

• Феникс

• Фридман, В. Долгий путь быстрой энергетики // В мире науки. — 2014. — № 4. — С. 15. — ISSN 0208-0621