FR26 - японский быстрый натриевый

AtomInfo.Ru, ОПУБЛИКОВАНО 06.07.2026

Международная конференция по быстрым реакторам и связанным с ними топливным циклам (FR26) прошла в Китае с 18 по 21 мая 2026 года.

Девизом FR26 стало "От инноваций к внедрению". Организаторами конференции выступили МАГАТЭ при поддержке китайского института атомной энергии (CIAE).

На конференции японские участники представили несколько докладов, посвящённых концептуальную проектированию демонстрационного быстрого натриевого реактора (фактически это стадия поисковых расчётов).

Напомним, что о стратегии Японии в области быстрых реакторов можно прочитать в этой публикации AtomInfo.Ru.

Общие требования

Работы по концептуальному проектированию быстрого натриевого реактора ведутся в Японии с 2024 года и рассчитаны на пять лет.

До конца 2026 года должен быть сделан выбор типа топлива, а в 2028 году предполагается принять решение о переходе к разработке технического проекта. О строительстве речь пока не заходит - предположительно реактор начнёт работать к середине 2040-х годов.

За основу выбран проект реактора бассейнового типа средней мощности, предложенный компанией MFBR (Mitsubishi FBR Systems, Inc.). В свою очередь, компания MHI (Mitsubishi Heavy Industries, Ltd.) была выбрана в качестве головной компании, ответственной за будущее изготовление и строительство.

Общие требования, выдвигаемые в Японии к проекту быстрого натриевого реактора, таковы:

• безопасность и надёжность - не хуже, чем у современных легководных реакторов;

• экономическая эффективность - конкурентоспособность с другими базовыми источниками;

• снижение воздействия на окружающую среду - в том числе, отделение и извлечение минорных актинидов для использования в качестве топлива;

• эффективное использование ресурсов - замкнутый топливный цикл;

• устойчивость к распространению;

• гибкость и другие рыночные качества.

Основные характеристики

Основные характеристики разрабатываемого проекта показаны на иллюстрации ниже. Электрическая мощность энергоблока - 600 МВт(э).

Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра

Безопасность повышается за счёт включения в проект самоактивирующейся системы аварийной остановки реактора (SASS), использующей для удержания стержней электромагниты, теряющие магнитные свойства при нагреве свыше точки Кюри.

В проекте предусмотрены три независимые системы отвода остаточного энерговыделения - две на естественной циркуляции и одна на принудительной, причём последняя призвана также повысить живучесть реакторной установки в авариях с падением самолёта.

Для обеспечения удержания расплава внутри корпуса при значительном повреждении активной зоны приняты конструктивные меры - сформированы каналы контролируемого перемещения материалов и предусмотрена внутрикорпусная ловушка расплава.

Экономичность повышается за счёт применения высокоэффективной системы генерации, использующей высокую температуру кипения натрия и отличную высокотемпературную прочность стали 316FR.

По сейсмике рассматриваются два варианта - либо инновационная трёхмерная сейсмоизоляция, либо традиционная горизонтальная сейсмоизоляция. Схематично они показаны на иллюстрации ниже. Выбор между ними должен быть сделан в 2026 году.

Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра

Также два варианта исполнения рассматриваются для защитного корпуса (в японской терминологии containment vessel, располагается внутри реакторного здания).

В одном из вариантов защитный корпус сталежелезобетонный и имеет форму прямоугольного параллелепипеда. В другом варианте он цилиндрический со стенками из стали и полом из железобетона.

Первый вариант считается инновационным. Бетон в нём заполняется между двумя стальными плитами и соединяется с ними с помощью сдвиговых шпилек и стяжных стержней.

Модульное строительство с использованием заводских стальных панелей и заполнением бетоном на месте может способствовать высокой эффективности строительства и отличной рациональности компоновки. Однако опыта лицензирования в Японии такой метод не имеет, и в этом его слабость по сравнению с традиционным вторым вариантом.

Два варианта остаются и для способа выдержки отработавшего топлива - внутрикорпусной или внешний. Схематично они показаны на двух иллюстрациях ниже.

Внутрикорпусной способ.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра

Внешний способ.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра

Активная зона

По активной зоне, как уже сказано, фактически ведутся поисковые расчёты, так как не сделан выбор топлива между металлом и оксидом.

Перечислять результаты нейтронно-физических расчётов, в обилии приведенных в японских докладах, на данный момент нет смысла, тем более что они приводятся для топлива без/с добавками миноров.

Поэтому остановимся только на общих требованиях к активной зоне, которым должны удовлетворять разные варианты. Они таковы:

• средняя глубина выгорания должна быть примерно равной 80 ГВт×сут/т;

• кампания реактора должна быть не менее 13 месяцев;

• коэффициент воспроизводства должен быть не менее 1,03;

• содержание минорных актинидов в среднем по активной зоне допускается порядка 3% весовых;

• для стабильного управления реактором требуется достаточно большой отрицательный мощностной коэффициент.

Следует также отметить, что во всех показанных вариантах в активной зоне имеются две зоны обогащения (ЗМО и ЗБО) и радиальный бланкет.

Также по мере перехода к топливу с добавкой миноров планируется переход на дисперсно-упрочнённые оксидами стали (ДУО-стали) в качестве материала оболочек твэлов.

Ключевые слова: Выставки и конференции, FR26, Быстрые натриевые реакторы, Япония, Статьи

---

Другие новости:

На блоке №5 АЭС "Куданкулам" установлен корпус реактора

Методом Open Top.

На Балаковской АЭС завершена замена ПГ блока №3

Заменили ПГ-1 и ПГ-3.

Гиротронные комплексы установлены на ITER

Комплексы изготовлены в России.

---

---

---

---

Поиск по сайту: