Билибинская атомная теплоэлектроцентраль (далее БиАТЭЦ или БиАЭС) имеет множество причин считаться уникальной. Она является единственной стационарной АЭС на Чукотке, обеспечивающей больше 80% генерации электроэнергии Билибинского и Чаунского районов Чукотского АО и 100% потребностей города Билибино в электричестве и тепле. Пуск БиАТЭЦ состоялся более 50 лет назад, так что станция является одной из самых почтенных в России.
Как вышло, что Билибинская станция до сих пор работает в зоне вечной мерзлоты на дальней периферии страны? Будем посмотреть.
Создание станции
Это сладкое слово Камчатка Чукотка
Сей далёкий северный край богат на природные ресурсы, в основном на цветные металлы. Во время георазведочного бума 50-60-х гг., когда в том числе были открыты разрабатывающиеся до сих пор месторождения нефти в ХМАО и на Ямале, освоение Чукотки было вопросом времени.
В 1955 году в долине реки Каральвеем геологами было обнаружено россыпное золото в промышленной концентрации. Началось строительство рудника и посёлка для шахтёров, существующих до сих пор. 10 февраля 1956 года местечко переименовали в честь великого советского геолога Юрия Александровича Билибина.
6 сентября 1958 года населённый пункт Билибино Чукотского АО стал поселком городского типа, а через 3 года и райцентром.
Из-за высокого притока населения, осваивающего значительное число новых месторождений, требовалось в быстрые сроки наладить инфраструктуру, обеспечивающую жизнь новых работников в суровых климатических условиях при удалённости от Большой земли.
Для Билибино характерны длительная (до 8 месяцев в году) зима с температурой до -60°С; вечномерзлые грунты, горные породы, пронизанные линзами льда на большую глубину; маловодность района при отсутствии в нем непромерзающих в зимнее время рек и естественных озер; расстояние до ближайшего порта Севморпути — Певека — более 300 км.
В течение 60-х гг. на северо-западе Чукотского АО сформировалась изолированная Чаун-Билибинская энергосистема в составе Чаунской РЭС (28,5 МВт), плавучей газотурбинной электростанции «Северное сияние» (24 МВт) и Билибинской дизельной электростанции (около 8 МВт). Первая из них работала ещё с 1944 г. — не то, чтобы сильно долгий срок для ТЭЦ, но при вводе новых мощностей обязателен резерв на компенсацию остановленных на ремонт или выведенных из эксплуатации старых.
Так что перед советскими проектировщиками энергетических систем стояла задача ввести за короткое время высокие мощности с заделом на их использование в будущем. При этом новая станция должна быть приспособлена для работы в отдалении от Центра, ведь это осложняло доставку топлива и запчастей. Поэтому была сделана ставка на постройку атомной теплоэнергоцентрали (далее АТЭЦ).
Отсутствие автомобильных и железнодорожных магистралей и удаленность от морских портов — до Певека 360 км, до Зеленого Мыса 250 км — делали доставку крупногабаритных грузов возможной лишь зимой, по замерзшей тундре. Выбор в пользу атомной генерации был очевиден: привезти ядерное топливо общим весом около 40 т по воздуху куда проще, чем 190–200 тыс. т углеводородного топлива в год по земле.
Константин Холопов, директор БиАТЭЦ на данный момент
АТЭЦ должна была быть построена в районном центре вместо дизельной электростанции. Даже при повышенных затратах на строительство, атомная станция за счёт экономии на доставке топлива окупилась бы за 6-7 лет.
Если б всё было так просто…
В 1963 году вопрос о создании БиАТЭЦ (или БиАЭС) для Чаун-Билибинской энергосистемы был поднят в верхах. Работы по проектированию начались после постановления Совета Министров СССР от 8 октября 1965 года. Согласно ему, предусматривалось строительство АТЭЦ в Билибино для энергоснабжения быстро развивавшегося Билибинского горнопромышленного узла, разрабатывающего крупные месторождения золота.
Особенности Чукотки накладывали свой отпечаток и на облик будущей станции:
- Строительство капитальных объектов в зоне вечной мерзлоты само по себе уже представляет собой нетривиальную задачу, ведь при закладке фундамента может произойти его смещение из-за неравномерного растопления подземных льдов;
- БиАЭС не должна была иметь высокую мощность: общая потребность энергоузла составляла около 60-80 МВт электроэнергии. Так что на станцию нельзя было поставить ни уже работающий реактор АМ Первой АЭС в Обнинске (5 МВт, мало), ни вводящийся в эксплуатацию АМБ-100 (1-й блок Белоярской АЭС, 100 МВт — много). В Билибино необходимо было построить атомную станцию малой мощности (АСММ) с расчётом на 48 МВт;
- Нагрузка на генерирующие мощности неравномерна в зависимости от времени года: четыре максимума-минимума в летний период с отношением минимума к максимуму 60%. Это делало задачу конструирования реактора совсем нетривиальной, поскольку переходные режимы работы являются для реактора самыми опасными (вспомним Чернобыль). Большинство АЭС выдерживают свою номинальную мощность практически без колебаний: КИУМ (коэффициент использования установленной мощности — отношение средней мощности к номинальной. Последняя в свою очередь будет больше средней из-за неизбежных колебаний тепловыделения) в ядерной энергетике составляет 80-90%, что значительно превосходит аналогичный показатель в тепловой энергетике;
- Конструкция реактора и обслуживающих его систем должна иметь запас прочности для продолжительной работы без техосмотров.
Работы по проектированию начались достаточно быстро, ещё в 1963-1964 гг. Тогда их вёл генеральный проектант АЭС, институт «Атомтеплоэлектропроект» (АТЭП, г. Свердловск). К конструированию реактора были подключены ведущие учреждения страны — Физико-энергетический институт (г. Обнинск, сейчас ФЭИ им. Лейпунского) и Научно-исследовательский конструкторский институт энергетической техники (г. Москва, сейчас НИКИЭТ им. Доллежаля).
Проектирование
В АТЭПе посчитали, что БиАЭС необходимо поставлять 48 МВт электричества и до 100 Гкал/ч тепла. Указанные мощности разбивались на 4 энергоблока, чтобы в случае выхода из строя/вывода из эксплуатации одного станция продолжала работать.
Глава отдела реакторных расчётов в ФЭИ и научный руководитель проекта М. Е. Минашин изначально не поддержал эту идею, так как он только что конструировал гораздо более мощный реактор на 100 МВт для Белоярской АЭС. Но в итоге АТЭП как проектировщик настоял на своём, а Михаил Егорович не только выполнил свою работу качественно, но и продолжал поддерживать уже рабочую станцию, оставаясь научным руководителем БиАЭС до 1989 г.
Но конструктор реактора — НИКИЭТ — не нашёл общего языка с проектировщиком АТЭЦ и вышел из проекта, а новым конструктором стал Н. В. Богданов из технического бюро «Энергоблок» (сейчас Ижорский завод, г. Колпино Ленинградской области).
Также АТЭП неуклонно требовал создать контур с естественной циркуляцией теплоносителя, без насоса. Это также объяснялось соображениями надёжности, поскольку на момент 60-х гг. опыта эксплуатации циркуляционных насосов было немного, и в их выносливости сомневались.
Товарищи разработчики реакторных установок, сможете разработать установку на естественной циркуляции в энергетических режимах — будет Билибинская АТЭЦ, не сможете — нет!
А. Б. Сухов, руководитель АТЭП
Решение этой проблемы было одной из самых непростых задач конструирования реактора, поскольку в ФЭИ не было специалистов гидравликов-расчётчиков, их пришлось вызывать из Электрогорского научно-исследовательского центра безопасности АЭС; но даже после расчётов оставалось неясным, выдержат ли материалы трубопроводов получившейся смесительной установки потоки воды температурами 104 и 280°С!
В итоге вопрос был решён просто, но в тоже время и эффектно, но об этом ниже.
В обоснование выбранных проектных решений в ФЭИ был создан полномасштабный стенд, являющийся макетом топливной сборки и контуром циркуляции, на котором проверялись гидродинамические характеристики установки. Испытания подтвердили возможность работы реактора при естественной циркуляции теплоносителя.
Строительство станции и её ввод в эксплуатацию
12 января 1966 года постановление Совета Министров СССР о строительстве БиАТЭЦ было принято. После получения стройкой в Билибино звания Всесоюзной ударной, на неё массово поехали комсомольцы.
Строительство проходило при широкой кооперации: трубопроводы делал Подольский машиностроительный завод им. Орджоникидзе (сейчас ЗиО-Подольск), барабаны-сепараторы пара (что это такое посмотрим далее) поставлял Барнаульский котельный завод, для изготовления турбин привлекли чехословацкий Первый Брненский завод, а система конденсации рабочего тела — воды — проектировалась и изготовлялась в Венгрии.
Монтажные работы по сооружению БиАТЭЦ начались в 1969 г. А через 4 года, что является достаточно небольшим сроком для строительства атомной станции, был произведен пробный пуск турбины первого блока с её испытательным прокручиванием и продувкой всех технических труб. Пар для проведения этих работ был получен от временной котельной.
К декабрю 1973 г. основные работы на первого блоке были завершены. С 10 по 31 декабря 1973 года был проведён физический пуск построенного реактора. В это время были проведены детальные исследования физических характеристик активной зоны — плотности нейтронных потоков, изменения мощности при загрузке/выгрузке топлива, эффективности стержней СУЗ — чтобы внести, если потребуется, изменения в состав топлива реактора. Измерения во время пуска показали соответствие экспериментальных данных с расчётными.
14 января 1974 г. БиАТЭЦ дала ток в сеть Чаун-Билибинского узла. Выход на проектную мощность энергоблока состоялся в середине 1974 года. 30 декабря того же года ввели в эксплуатацию 2-й блок. 22 декабря 1975 г. был запущен 3-й, а 28 декабря 1976 года — 4-й.
Реакторы станции получили наименование ЭГП-6, что расшифровывается как Энергетический Гетерогенный Петлевой реактор с 6-ю петлями циркуляции теплоносителя.
Именно об устройстве реактора и пойдёт речь в следующем разделе лонга.
Реактор ЭГП-6
Рекомендую по мере чтения сравнивать устройство реакторной установки ЭГП-6 с АСТ-500, благо они обе работают на одних и тех же физических принципах.
Конструкция реактора
ЭГП-6 также является реактором на тепловых нейтронах (далее будем называть его просто тепловым), а его теплоносителем является вода. На этом сходства заканчиваются(
Замедлителем в ЭГП-6 является графит, из которого сложен реактор. Такая конструкция применялась на заре атомной энергетики за счёт своей простоты (не надо делать прочный корпус, привёз графитовых блоков и вставил в них трубы) и началу 70-х гг. была отработана. Но проделанные в графитовой кладке каналы теплоносителя держат не слишком высокое давление 64 кг/см² (6,3 МПа, больше, чем в АСТ, но гораздо меньше, чем в ВВЭР), поэтому вода по мере нагрева в активной зоне закипает. Тип реакторов ЭГП-6 называется канальным (так как давление воды держат каналы в графитовой кладке), в отличие от корпусного АСТ-500, кипящим (теплоноситель закипает) водо-графитовым (вода — теплоноситель, а графит — замедлитель).
Реактор установлен в под поверхностью земли в бетонной шахте. Он состоит из графитовой кладки (11), составленной из блоков квадратного сечения (200х200 мм), установленных на стальную плиту (10). Для крепления активной зоны с боков в периферийные блоки устанавливаются стальные штанги. Графитовая кладка установлена в герметичном стальном кожухе (15), заполненном азотом (поскольку графит при контакте с кислородом воздуха горит). На кожухе имеется компенсатор температурного расширения (16), поскольку при нагреве реактора его конструктивные элементы увеличиваются в размерах. Вокруг активной зоны установлена стальная биологическая защита (13), заполненная водой. Реактор сверху закрывают верхняя плита(17), трубопроводы подвода и отвода теплоносителя (5) и вращающаяся крышка (4).
Графитовая кладка имеет форму цилиндра диаметром 6 м и высотой 5,2 м. Поскольку из кубиков круг не сложить, то форма зоны приближена к цилиндру по-максимуму, так как симметричный нейтронный поток легче регулировать.
За пределами активной зоны находятся 4 крайних ряда кладки, в которых отсутствуют каналы. Эти блоки составляют отражатель, ведь при рассеивании (приводящем к замедлению) нейтронов часть из них возвращается обратно в активную зону. Применением отражателя уменьшается загрузка топлива.
В кладке активной зоны проделаны 273 канала для прохода теплоносителя и 60 каналов для стержней-поглотителей системы управления и защиты (СУЗ). Поглотитель состоит из борированной стали.
В зазоре между стенкой канала и стержнем течёт вода, которая отводит теплоту от графита кладки и поглотителя (хоть там топлива нет, ядерные реакции всё равно происходят — при прекращении охлаждения канала СУЗ его температура повысится с 450…650 °С на 200 °С).
Топливная сборка
В отличие от всех современных реакторов (и проекта АСТ) тепловыделяющая сборка (ТВС) не погружается в канал — она включена в канал. Поэтому ЭГП-6 является реактором с перегружаемыми каналами.
ТВС состоит из графитового корпуса (8), в которое вставлены каналы циркуляции (4), (9). Как было принято в то время, вода затекает сверху и вытекает тоже. Сейчас такая схема на энергетических реакторах не применяется, теплоноситель протекает активную зону насквозь снизу-вверх.
После сбора в раздаточной камере (12) вода температурой 104 °С течёт вверх и нагревается от тепловыделяющих элементов (твэлов). При достижении температуры 280 °С она начинает закипать. Выходящая из твэлов пароводяная смесь собирается в верхней камере, ограниченной (5), (6) и выходит наружу. Чтобы ограничить выход излучения из твэлов, пробка (6) имеет ступенчатое сечение.
Твэл состоит из равномерной (дисперсной) смеси магния (~50% объёма) и диоксида урана. На современных топливных загрузках вместо магния применяется молибден. Обогащение топлива ураном-235 составляет 3%, но в крайние ТВС активной зоны загружается уран с обогащением 3,6%.
Контур циркуляции теплоносителя
Он отводит тепло от реактора для перевода его в электричество и передачи потребителям. Для более эффективного использования пара тот отбирается из контура в подогреватели питательной воды контура (14), а также теплообменники отопительной сети (16) и (17). Вода контура теплосети нагревается до 150 °С, проходит 3,5 км до Билибино, отдаёт тепло потребителям и возвращается обратно. Город получает воду температурой 95-70 °С для отопления и 65-70 °С для водоснабжения.
ЭГП-6 отличается от многих собратьев тем, что он имеет один контур циркуляции. Одноконтурная схема максимально проста для реализации, так что она использовалась повсеместно в 50-х — 60-х гг. Для придания реакторной установке надёжности контур продублирован 6 раз (то есть он имеет 6 петель) — отсюда и цифра 6 в названии.
После выхода из активной зоны пароводяная смесь из всех петель попадает в барабан-сепаратор (3), где пар продувается через слой воды и скапливается сверху. Таким образом пар имеет минимальное количество капель воды, способных повредить лопатки турбины. Сама турбина обозначена как (8). К ней справа подсоединён электрогенератор.
Далее пар отдаёт оставшуюся у него энергию окружающей среде через конденсатор (10) и превращается в воду. Впоследствии он подогревается паром из турбины в (14) и задерживается в деаэраторе (5). Тот выполняет задачу не только подогрева пара, но и удаления из воды газообразных примесей. Это возможно, поскольку в деаэраторе находится не только вода, но и насыщенный пар, в котором газы (кислород, азот) не растворяются и могут быть откачаны из контура.
Далее потоки воды, сконденсированной из отработавшего пара, и перекачанной из барабана-сепаратора, встречаются в смесителе (4), который является одним из главных технических решений реакторной установки. Он выполнен по схеме струйного насоса, где питательная (холодная, из сконденсировавшегося пара) вода подаётся в камеру смешения по её оси, а котловая (горячая, из барабана-сепаратора) вода впрыскивается вокруг холодного потока по спирали. Смеситель при 100% мощности реактора даёт напор в 0,2 МПа — 3-5% от полного напора, создаваемого естественной циркуляцией. Та осуществляется за счёт разницы плотностей воды на входе в зону и пароводяной смеси на выходе: вода проталкивает пар собственным весом.
Смеситель также выполняет ещё две важные функции: при заполнении контура водой при пуске реактора его напора хватает, чтобы выдавить воздух из труб, а при подъёмы мощности давление в смесителе не даёт теплоносителю течь в обратном направлении.
Реакторное здание
Фундамент реакторного здания выполнен так, чтобы под ним не сохранялась вечная мерзлота. Он состоит из 2-х монолитных железобетонных плит, под которыми грунт подвергся предварительному оттаиванию. На бетон поставлен алюминиевый каркас здания, что также было новшеством для строительства в СССР.
Для компактности станции все четыре реактора находятся под одной крышей, чего нет на других станциях, где каждый энергоблок находится в своём здании.
Поскольку в зимнее время все реки замерзают, то невозможно обеспечить конденсацию пара реакторной установки за счёт пруда-охладителя или градирен. Из-за этого охлаждение конденсатора происходит с помощью радиаторов, что также не имеет аналогов в отечественной практике.
Топливо в ЭГП-6, как и в других канальных реакторах (например РБМК) перегружается прямо во время их работы на мощности, без остановки. Для этого крышка реактора сделана из 2-х вращающихся вокруг разных осей пробок, на которых установлена перегрузочная машина. Одновременным поворотом двух пробок сразу можно нацелиться на любую ТВС активной зоны и поменять её на свежую. В таком случае старая отправляется в контейнер под сводом реакторного зала, где некоторое время выдерживается, а потом отправляется на переработку. Всё топливо перегружается в течении кампании реактора — 1150 сут.
Эксплуатация и современное состояние
За полвека с лишним своей работы БиАТЭЦ показала свою надёжность в условиях крайнего Севера. Но не обходилось и без инцидентов:
- во время пуска 2-го энергоблока на стадии подъёма мощности до 20% от номинальной выяснилось, что при монтаже трубопроводов петель циркуляции были перепутаны шайбы, принадлежащие трубопроводам разного диаметра. На вопрос комиссии, как так вышло, монтажники ответили, что обнаружили проблему, но решили, что начальство не заметит (снаружи же вставки выглядят одинаково). Но было верно одно: реакторная установка с подобным браком работать не могла. Возникло две точки зрения на решение проблемы: заглушить реактор и запросить у Москвы перенос приёмки; или пускать так. За 72 ч работы на 20% номинальной мощности радиационное загрязнение контура не должно мешать перемонтажу, и тогда, отключая петли по очереди, можно шайбы поменять местами. Так и сделали, 2-й энергоблок был пущен в срок;
- при физическом пуске 4-го энергоблока летом 1974 г. комиссия ФЭИ обнаружила, что нейтронный поток в реакторе сильно слабее расчётного. Значит, нейтроны что-то поглощало. Монтажники выступили с гипотезой, что графит кладки оказался загрязнён поглотителем — карбидом бора. Это звучало дико, ведь каждая партия графита проходит проверку, но пробы всё равно взяли. Их отправили в ближайшую лабораторию в Магадан, где через две недели дали утвердительный ответ. Начались разбирательства, как Московский электродный завод, изготовитель графитовых блоков, допустил брак. Оказалось, что провёл лишь частичный контроль партии, оказавшийся недостаточным. И в партию попали блоки борированного графита для установок специального назначения. В итоге пришлось набирать кладку заново, а ввод реактора в строй сдвинуть вправо — в реальности 4-й энергоблок пустили в декабре 1974 г. вместо сентября по плану;
- за все время эксплуатации было зарегистрировано разрушение только одного твэла в реакторе 2-го энергоблока. Кроме того, была зафиксирована повышенная утечка азота из газовой полости активной зоны и протечки бака биологической защиты реактора 1-го. Устранение этих дефектов велось с использованием сложного робототехнического оборудования;
- в 1991 году произошла авария с массовым выходом из строя труб барабана-сепаратора;
- 24 ноября 1995 года — аварийная остановка и отключение от сети энергоблоков № 1 и № 2 из-за потери электроснабжения;
За период 1979-1985 гг. число аварийных остановов реакторов ЭГП-6 составило менее одного в год. Анализ времени простоя энергоблоков показал, что по вине реактора простой составил только 1,3 % от общего времени, а из-за турбогенераторов — 33,4 %.
После Чернобыля накрылись планы об установке автоматического регулятора мощности в зависимости от нагрузки сети и постройки станции-дублёра БиАТЭЦ для выведения ЭГП-6 из эксплуатации. А начало 90-х избавило от необходимости проведения этих планов в жизнь — шахты начали закрываться, а люди стали паковать чемоданы. Потребляемая мощность упала больше, чем в три раза, а КИУМ снизился до 44-69% (когда было 85%). Станция работает не в полную нагрузку, а других альтернатив долгое время не было. Но в 2019 г. были введены замещающие мощности в виде плавучей атомной теплоэлектростанции (ПАТЭС) «Академик Ломоносов».
В течение 2003 года продолжались работы по повышению сейсмостойкости строительных конструкций и оборудования и замене электроснабжения, выработавшего свой ресурс и была заменена система контроля герметичности оболочек твэлов, отслеживающая их нарушение при появлении в теплоносителе продуктов деления топлива.
Проектный срок эксплуатации каждого из энергоблоков заканчивался 11 января 2004 года, 31 декабря 2004 года, 31 декабря 2005 года и 31 декабря 2006 года соответственно. При приведении реакторных установок в соответствие с действующими нормами безопасности было весьма затруднено. Тем не менее, после проведенной модернизации срок эксплуатации каждого энергоблока был продлен на 15 лет.
Когда в начале 2019 г. закончился продлённый срок эксплуатации 1-го блока, его отключили от сети. Остальные три продолжают работу по сей день. Следующей этапной точкой для станции будет решение судьбы 2-го энергоблока в конце этого года.
В сухом остатке
Билибинская атомная станция — уникальный объект отечественной атомной отрасли. Это обусловлено тем, что:
- была разработана реакторная установка ЭГП-6, способная работать в режиме переменных нагрузок при сохранении надёжности. Это стало возможным благодаря конструкции активной зоны: для твэлов была подобрана топливная композиция на основе магния с высокой теплопроводностью, что не даёт образоваться разности температур, при которой пойдут трещины. Также было учтено слабое изменение расхода естественной циркуляции в контуре реакторной установки, что обеспечивает стабильный теплосъём. Эти факторы позволяют менять мощность реактора в диапазоне мощности 50-100 % за 3 часа;
- впервые для заполярных АЭС установили замкнутую систему охлаждения станции на основе радиаторов, требующих малого расхода воды (в размере подпитки утечек из контуров);
- была обеспечена посадка здания крупного промышленного объекта на рыхлые породы в условиях вечной мерзлоты.
Но несмотря на достоинства, на данный момент определённо существуют сложности с вывозом и переработкой топлива (которое всё-таки фонит, и не всегда его получится загрузить в самолёт) и естественным износом оборудования. Также количество и исполнение органов регулирования уже слабо удовлетворяет нормам безопасности, переработанным после аварии на ЧАЭС.
Но эти вопросы в большей степени связаны с эксплуатацией реакторов, продолжающейся уже полвека с неоднократным продлением. И они не отменяют успехов отечественной атомной промышленности, построившей и поддерживающей в рабочем состоянии целую АЭС на крайнем Севере.
Поддержать автора: 4279 3806 2244 1261 (Сбер)
Автор: Аким Халиуллин и CatTech