Обращение к сайту «История Росатома» подразумевает согласие с правилами использования материалов сайта.
Пожалуйста, ознакомьтесь с приведёнными правилами до начала работы

Новая версия сайта «История Росатома» работает в тестовом режиме.
Если вы нашли опечатку или ошибку, пожалуйста, сообщите об этом через форму обратной связи

История атомных реакторов /

БН-600

Еще в ходе работ по реак­тору БН-250/БН-350 Физико-энерге­ти­че­ский инсти­тут выдви­нул новые пред­ложе­ния по быст­рым реак­то­рам. В конце ноября 1962 года А. И. Лейпун­ский на конфе­ренции по жид­коме­тал­ли­че­ским теп­ло­но­си­те­лям выска­зал пред­ложе­ние о фор­си­ро­ва­нии реак­тора БН-250 с уве­ли­че­нием его мощ­но­сти в два раза. Такая про­ра­ботка вскоре была сде­лана, в результате выкри­стал­ли­зо­ва­лась идея реак­тора БН-600. Было пред­ложено делать энерге­ти­че­скую уста­новку по про­из­вод­ству элек­троэнергии в чистом виде, без при­вязки к про­из­вод­ству плу­то­ния или опрес­не­нию мор­ской воды.

Долго запрягали, но быстро ехали…

Идея А. И. Лейпун­ского заклю­ча­лась в повыше­нии темпе­ра­туры теп­ло­но­си­теля в 1,5 раза, т.е. с 200 0С до 300 0С. Соот­вет­ственно темпе­ра­тура теп­ло­но­си­теля на выходе из актив­ной зоны повыша­ется до 600 0С, а теп­ло­вая мощ­ность реак­тора с 1000 МВт до 1500 МВт. Это поз­во­ляло на серийно выпус­ка­емом обо­ру­до­ва­нии маш­зала выра­ба­ты­вать 600 МВт(эл.).

В 1963 году ФЭИ выпус­кает пер­вое тех­ни­че­ское зада­ние на раз­ра­ботку про­екта БН-600, а пра­ви­тельство вклю­чает новый энерго­блок в стра­тегию раз­ви­тия атом­ной энерге­тики СССР до 1980 года. С этих пор основ­ные уси­лия раз­ра­бот­чи­ков (ФЭИ — науч­ный руко­во­ди­тель, ОКБМ — глав­ный кон­струк­тор реак­тор­ной уста­новки, ОКБ «Гид­ропресс» — глав­ный кон­струк­тор паро­ге­не­ра­то­ров, ВНИ­ИНМ — кон­струк­тор, тех­но­лог твэ­лов, ЛОАЭП — гене­раль­ный про­ек­ти­ровщик, НИИАР – реак­тор­ные иссле­до­ва­ния и др.) были свя­заны с про­ек­том БН-600. Нача­лась кропот­ли­вая работа по ана­лизу, опти­ми­за­ции и постепен­ному «при­зем­ле­нию» пер­во­на­чаль­ных рекомен­даций с уче­том про­во­димых рас­чет­ных и экс­пе­римен­таль­ных работ, а также опыта экс­плу­а­тации реак­то­ров БН-350 и БОР-60.

В 1965-1968 гг. были опре­де­лены основ­ные реше­ния по про­екту БН-600: к даль­нейшим раз­ра­бот­кам при­нята интеграль­ная бако­вая компо­новка пер­вого кон­тура с размеще­нием насо­сов и промежу­точ­ных теп­ло­обмен­ни­ков внутри корпуса реак­тора. Такая компо­новка при сооруже­нии круп­ной АЭС при­ме­ня­лась в нашей стране впер­вые. Вме­сто корпус­ного прямо­точ­ного паро­ге­не­ра­тора при­нят вари­ант секци­онно-модуль­ного прямо­точ­ного паро­ге­не­ра­тора с исполь­зо­ва­нием новых ста­лей. Кроме того, по насто­я­нию ВНИ­ИНМ темпе­ра­тура натрия на выходе из реак­тора была снижена с 600 0С до 550 0С, темпе­ра­тура острого и перегре­того пара при­няты 505 0С при дав­ле­нии 13,7 МПа, а линей­ная теп­ло­вая нагрузка остав­лена высо­кой — до 54 кВт/м.

После вывода реак­тора БН-350 в режим устой­чи­вой без­ава­рий­ной экс­плу­а­тации про­ве­де­ние НИОКР по про­екту БН-600 резко интен­сифици­ро­ва­лось. В обос­но­ва­ние основ­ных харак­те­ри­стик, без­опас­но­сти и надеж­но­сти обо­ру­до­ва­ния БН-600 стар­то­вала обшир­ная программа иссле­до­ва­ний. В част­но­сти, на стенде БФС-2 (ФЭИ) изу­ча­лись физи­че­ские харак­те­ри­стики актив­ной зоны и про­ве­ря­лась вну­т­ри­ба­ко­вая защита, а на двух новых стен­дах иссле­до­ва­лись большие и малые меж­кон­тур­ные течи при­ме­ни­тельно к новой кон­струкции паро­ге­не­ра­тора. Совместно с Берез­ни­ков­ским заво­дом и Хлор­ным инсти­ту­том раз­ра­ба­ты­ва­ется новая тех­но­логия про­из­вод­ства натрия и с ЛОАЭП — новое транспорт­ное сред­ство, кото­рое исклю­чает кон­такт натрия с воз­ду­хом на всех этапах его про­из­вод­ства и транспор­ти­ровки.

По про­екту ОКБМ корпус реак­тора, имеющий диаметр 12,8 м и высоту 12,5 м, пред­став­ляет собой бак цилин­дри­че­ской формы с эллип­ти­че­ским днищем и кони­че­ской верх­ней крыш­кой. Цилин­дри­че­ская часть корпуса соеди­нена с днищем путем сварки через пере­ход­ное опор­ное кольцо, на кото­ром уста­нов­лен опор­ный пояс, являющийся осно­вой несущей кон­струкции внутри корпуса реак­тора. На опор­ном поясе корпуса смон­ти­ро­вано все внут­ри­корпус­ное обо­ру­до­ва­ние: напор­ная камера с ТВС актив­ной зоны, зоны вос­про­из­вод­ства и внут­рен­него хра­ни­лища ТВС, пер­вич­ная ради­аци­он­ная защита, промежу­точ­ные теп­ло­обмен­ники, глав­ные цир­ку­ляци­он­ные насосы пер­вого кон­тура.

Корпус реак­тора заклю­чен в стра­хо­воч­ный кожух и размещен в бетон­ной шахте диамет­ром 15 м. В цен­тре верх­ней части реак­тора уста­нов­лено пово­рот­ное устройство, состо­ящее из большой и малой пово­рот­ных про­бок, экс­цен­трич­ных друг отно­си­тельно друга. На малой пово­рот­ной пробке смон­ти­ро­вана колонна СУЗ, несущая испол­ни­тель­ные меха­низмы раз­лич­ных систем: управ­ле­ния и защиты, перегрузки теп­ло­вы­де­ляющих сбо­рок, кон­троля актив­ной зоны.

Актив­ная зона диамет­ром 2,05 м и высо­той 0,75 м и зона вос­про­из­вод­ства набраны из шестигран­ных ТВС кас­сет­ного типа с разме­рами «под ключ» 96 мм. Актив­ная зона состоит из 370 кас­сет с ядер­ным топ­ли­вом и вос­про­из­во­дящим мате­ри­а­лом, обра­зующим торце­вые зоны вос­про­из­вод­ства, 27 стерж­ней системы СУЗ и одной кас­сеты с фото­нейтрон­ным источ­ни­ком. Вырав­ни­ва­ние теп­ло­вы­де­ле­ния по ради­усу актив­ной зоны осуществ­ля­ется загруз­кой кас­сет с раз­лич­ным обогаще­нием: 162 перифе­рий­ные кас­сеты актив­ной зоны обра­зуют зону большого обогаще­ния, осталь­ные вхо­дят в цен­траль­ную зону малого обогаще­ния.

Актив­ная зона по периметру окружена боко­вой зоной вос­про­из­вод­ства, состо­ящей из сбо­рок, запол­нен­ных дву­оки­сью обед­нён­ного урана. За этой зоной вос­про­из­вод­ства рас­по­ложено внут­рен­нее хра­ни­лище кас­сет на 126 ячеек, кото­рое пред­на­зна­чено для рас­хо­лажи­ва­ния кас­сет, извле­чён­ных из актив­ной зоны, перед их выгруз­кой из реак­тора.

Кас­сеты актив­ной зоны (ТВС) состоят из 127 твэ­лов, рас­по­ложен­ных по тре­уголь­ной решётке с шагом 7,95 мм.

Био­логи­че­ская защита реак­тора выпол­нена из цилин­дри­че­ских сталь­ных экра­нов, сталь­ных бол­ва­нок и труб с гра­фи­то­вым запол­ни­те­лем. Частью био­логи­че­ской защиты служат также пово­рот­ная пробка и пово­рот­ная колонна.

Топ­лив­ные сборки загружаются и выгружаются комплек­сом меха­низмов, куда вхо­дят два меха­низма перегрузки, уста­нов­лен­ные на пово­рот­ной колонне, два эле­ва­тора (загрузки и выгрузки) и меха­низм пере­дачи пово­рот­ного типа, размещен­ный в герме­тич­ном боксе.

Исполь­зо­ва­ние натрия обу­сло­вило при­ме­не­ние ряда спе­ци­аль­ных систем, таких как элек­тро­обогрев обо­ру­до­ва­ния и тру­бопро­во­дов, элек­тро­маг­нит­ные насосы, фильтр-ловушки очистки натрия, диагно­стики про­те­чек воды в натрий, лока­ли­за­ции про­дук­тов вза­и­мо­действия натрия с водой при меж­кон­тур­ных неплот­но­стях паро­ге­не­ра­тора, пожа­ро­ту­ше­ния натрия, отмывки обо­ру­до­ва­ния и ТВС от натрия…

Теп­ло­вая схема энерго­блока при­нята трех­кон­тур­ной: в пер­вом и вто­ром кон­ту­рах теп­ло­но­си­те­лем явля­ется натрий, в тре­тьем — вода и пар. Теп­ло­но­си­тель пер­вого кон­тура движется внутри корпуса реак­тора по трем парал­лель­ным пет­лям, каж­дая из кото­рых вклю­чает в себя два теп­ло­обмен­ника и цир­ку­ляци­он­ный цен­тро­беж­ный насос погруж­ного типа с дву­сто­рон­ним вса­сы­ва­нием.

При опре­де­ле­нии места стро­и­тельства пер­вого опытно-промыш­лен­ного блока на быст­рых нейтро­нах выбор пал на Бело­яр­скую АЭС, где уже функци­о­ни­ро­вали два энерго­блока с уран-гра­фи­то­выми реак­то­рами типа АМБ. Одним из фак­то­ров, повли­явших на этот выбор, стало нали­чие опыт­ных кол­лек­ти­вов стро­и­те­лей, мон­таж­ни­ков и пер­со­нала станции. Стро­и­тельство тре­тьего энерго­блока Бело­яр­ской АЭС с реак­то­ром БН-600 нача­лось в 1968 году.

Тре­бо­ва­ния к каче­ству мон­таж­ных и сва­роч­ных работ для БН-600 ока­за­лись на поря­док выше достиг­ну­тых ранее, и кол­лек­тиву мон­таж­ни­ков при­ш­лось срочно пере­обу­чать пер­со­нал и осва­и­вать новые тех­но­логии. Так в 1972 году при сборке корпуса реак­тора из аусте­нит­ных ста­лей на кон­троле про­све­чи­ва­нием круп­ных свар­ных швов впер­вые был при­ме­нен бета­трон.

К лету 1974 года на стро­и­тель­ной площадке заверши­лось воз­ве­де­ние глав­ного корпуса. Стро­и­тельство тре­тьего энерго­блока Бело­яр­ской АЭС по ряду при­чин суще­ственно отста­вало от плана. Пере­лом в темпах заверше­ния стро­и­тельно-мон­таж­ных работ наступил летом 1978 года после совеща­ния с уча­стием мини­стров Мин­сред­маша и Минэнерго, кото­рое орга­ни­зо­вал руко­во­ди­тель област­ного штаба стройки БН-600, пер­вый сек­ре­тарь Сверд­лов­ского обкома КПСС Б. Н. Ельцин при под­держке руко­во­ди­теля главка Минэнерго, бывшего дирек­тора Бело­яр­ской АЭС В. П. Нев­ского. На нем Б. Н. Ельцин при­нял жест­кое реше­ние завершить сооруже­ние БН-600 в уста­нов­лен­ный срок, до конца пяти­летки.

При мон­таже внут­ри­корпус­ных устройств реак­тора БН-600 предъяв­ля­лись осо­бые тре­бо­ва­ния по чистоте, велась реги­страция всех вно­симых и выно­симых дета­лей из внут­ри­ре­ак­тор­ного про­стран­ства. Это было обу­слов­лено невозмож­но­стью в даль­нейшем промывки реак­тора и тру­бопро­во­дов с теп­ло­но­си­те­лем-натрием. Заверше­нием мон­тажа реак­тора стала уста­новка в июне 1979 года пово­рот­ных про­бок и цен­траль­ной пово­рот­ной колонны.

Пуско-нала­доч­ные работы на реак­торе БН-600 про­во­ди­лись с декабря 1978 года по март 1980 года. Шло накоп­ле­ние и очистка натрия, затем разогрев реак­тора до 180-250 0С и напол­не­ние его натрием, разогрев вто­рого кон­тура и накоп­ле­ние его натрием (до фев­раля 1980 года), промывка тру­бопро­во­дов и обо­ру­до­ва­ния тре­тьего кон­тура… Масса реак­тора в сборе соста­вила 3900 т., а общее коли­че­ство натрия в уста­новке пре­вышало 1900 тонн.

28 декабря 1979 года нача­лась загрузка в реак­тор теп­ло­вы­де­ляющих сбо­рок зоны вос­про­из­вод­ства путем пооче­ред­ной замены ими­та­то­ров штат­ными ТВС. 26 фев­раля 1980 года реак­тор БН-600 после загрузки 215 ТВС зоны малого обогаще­ния и 44 ТВС зоны большого обогаще­ния впер­вые достиг кри­тич­но­сти. В ходе физи­че­ского пуска иссле­до­ва­лись эффек­тив­ность системы управ­ле­ния защи­той, опре­де­ля­лись темпе­ра­тур­ный, баромет­ри­че­ский, мощ­ност­ной и гид­ро­ди­нами­че­ский эффекты реак­тив­но­сти.

После пол­ной загрузки актив­ной зоны был изме­рен рас­ход натрия через актив­ную зону, опре­де­лены гид­ро­ди­нами­че­ские параметры пер­вого кон­тура, испытаны системы защиты и бло­ки­ровки, про­ве­рена работа реак­тора при обес­то­чи­ва­нии внеш­них источ­ни­ков.

2 апреля 1980 года в паро­ге­не­ра­тор впер­вые была подана вода, и мощ­ность реак­тора дове­дена до 0,5 % от номи­наль­ной, что дало осно­ва­ние для подпи­са­ния акта о готов­но­сти уста­новки к энергопуску. 6 апреля мощ­ность реак­тора дове­дена до 5 %, а паро­ге­не­ра­торы пере­ве­дены в паро­вой режим. 8 апреля мощ­ность реак­тора дове­дена до 30 %, а тур­бо­ге­не­ра­торы под­клю­чены к сети (для с БН-600 при­ме­нены серий­ные тур­бины номи­наль­ной мощ­но­стью 210 МВт с дав­ле­нием пара перед тур­би­ной 13 МПа). Таким обра­зом, реак­тор­ная уста­новка БН-600 в каче­стве 3-го энерго­блока Бело­яр­ской АЭС впер­вые начала выра­ба­ты­вать элек­троэнергию, после чего нача­лось осво­е­ние мощ­но­сти реак­тора.

В конце июня мощ­ность реак­тора была дове­дена до 50 % при темпе­ра­туре натрия 470 0С, к сере­дине сен­тября — до 80 % при темпе­ра­туре натрия на выходе из актив­ной зоны 525 0С.

Вскоре на реак­торе стали про­яв­ляться раз­лич­ные «дет­ские болезни»: разгерме­ти­за­ция твэ­лов, меж­кон­тур­ные про­течки в местах при­варки труб к труб­ным дос­кам перегре­ва­тель­ных и промежу­точ­ных перегре­ва­тель­ных моду­лей, изго­тов­лен­ных из нержа­веющей стали, течи натрия в помеще­ния и свя­зан­ные с ними пожар­ные ситу­ации. Были и другие про­блемы — с насо­сами, арма­ту­рой, верх­ней защит­ной колон­ной, слу­ча­лись и наруж­ные про­течки натрия с его возго­ра­нием. Постепенно эти труд­но­сти пре­одо­ле­ва­лись, недо­статки устра­ня­лись.

2 октября 1980 года реак­тор­ная уста­новка была оста­нов­лена на профи­лак­ти­че­ский ремонт, в ходе кото­рого были выяв­лены меж­кон­тур­ные неплот­но­сти моду­лей. 5 ноября реак­тор был вновь выве­ден на мощ­ность 70 % от номи­наль­ной. 18 декабря 1981 года реак­тор был выве­ден на 100 % мощ­но­сти.

Экс­плу­а­тация энерго­блока БН-600, в основ­ном, под­твер­дила пра­виль­ность при­ня­тых про­ект­ных реше­ний. Вме­сте с тем, для повыше­ния без­опас­но­сти, надеж­но­сти и эффек­тив­но­сти работы обо­ру­до­ва­ния был выпол­нен ряд рекон­струк­тив­ных работ.

Пре­жде всего, была суще­ственно повышена надеж­ность ядер­ного топ­лива. Про­ект­ная актив­ная зона, состо­явшая из теп­ло­вы­де­ляющих сбо­рок с обогаще­нием по урану-235 21 % и 33 %, экс­плу­а­ти­ро­ва­лась с 1980 по 1986 гг. Мак­сималь­ное выго­ра­ние топ­лива, кото­рое уда­лось в ней достиг­нуть, соста­вило 7 % тяже­лых атомов [т.а.]. В тече­ние сле­дующих двух лет был осуществ­лен пере­ход на актив­ную зону с тремя вари­ан­тами обогаще­ния (17 %, 21 % и 26 % по урану-235) для сниже­ния удель­ных теп­ло­вых нагру­зок на твэл. Мак­сималь­ное выго­ра­ние топ­лива было повышено до 8,3 % т.а.

Сле­дующая модер­ни­за­ция была осуществ­лена в 1991-1993 гг. Основу ее соста­вило при­ме­не­ние наи­бо­лее ради­аци­он­но­стойких и хорошо осво­ен­ных промыш­лен­но­стью кон­струкци­он­ных мате­ри­а­лов. После этого уда­лось достичь выго­ра­ния топ­лива 10 % т.а, а затем и 11,3 % т.а. В 1992 году при про­ект­ном коэффици­енте исполь­зо­ва­ния уста­нов­лен­ной мощ­но­сти 80 % было достиг­нуто мак­сималь­ное его зна­че­ние 83 %.

Секци­онно-модуль­ная кон­струкция паро­ге­не­ра­то­ров пока­зала большую экс­плу­а­таци­он­ную устой­чи­вость при воз­ник­но­ве­нии меж­кон­тур­ных течей. Такая кон­струкция поз­во­ляет при воз­ник­но­ве­нии течи «вода-натрий» в любом из моду­лей выве­сти его из работы отклю­че­нием секции и про­должать работу паро­ге­не­ра­тора без сниже­ния мощ­но­сти блока. Опыт экс­плу­а­тации под­твер­дил пра­виль­ность при­ня­той концепции паро­ге­не­ра­тора: при слу­чившихся 13 про­теч­ках «вода-натрий» потеря выра­ботки элек­троэнергии соста­вила всего 0,3 %. Важ­ным яви­лось повыше­ние ресурса испа­ри­тель­ных моду­лей с 50 тыс. часов до 105 тыс. часов, что поз­во­лило перейти к одно­крат­ной их замене в период с 1991 по 1997 гг., вме­сто пла­ни­ро­вавшихся за весь срок службы энерго­блока трех раз. Повыше­ние ресурса обос­но­вано результа­тами широ­кой программы иссле­до­ва­ний состо­я­ния испа­ри­те­лей и обес­пе­чено уже­сто­че­нием водно-хими­че­ского режима, сниже­нием про­тив рас­чет­ного числа пере­ход­ных и ава­рий­ных режимов, про­ве­де­нием пери­о­ди­че­ских хими­че­ских промы­вок.

Глав­ные цир­ку­ляци­он­ные насосы 1 кон­тура в целом харак­те­ри­зо­вала успеш­ная работа. В началь­ный период име­лись слу­чаи повре­жде­ния муфты сцеп­ле­ния валов, что при­во­дило к непла­но­вым отклю­че­нием петель. Повре­жде­ния вызы­ва­лись совпа­де­ни­ями резо­нанс­ных частот валов с часто­тами кру­тиль­ных коле­ба­ний. После опре­де­ле­ния при­чин и отстройки частот враще­ния насо­сов от резо­нан­сов повре­жде­ния пре­кра­ти­лись.

В 1995 году на реак­торе БН-600 стали про­яв­ляться симп­томы зати­ра­ния при враще­нии цен­траль­ной пово­рот­ной колонны при про­ве­де­нии перегру­зоч­ных работ. Про­ве­ден­ная про­верка пока­зала нали­чие отложе­ний натрия и его соеди­не­ний, что затруд­няло враще­ние. Было ясно, что в ско­ром времени перегрузки топ­лива ста­нут невозмож­ными, вслед­ствие чего осе­нью 1997 года после оче­ред­ной перегрузки было при­нято реше­ние о ремонте. Ремонт начался в апреле 1998 года и про­должался несколько месяцев. За это время было обна­ружено, что отложе­ния натрия при­вели к деформации цен­траль­ной колонны. Во избежа­ние повто­ре­ния инци­дента была создана схема про­ти­во­дав­ле­ния, исклю­чающая попа­да­ние натрия во внут­рен­нюю полость цен­траль­ной колонны.

В реак­торе было про­ве­дено испыта­ние большой группы экс­пе­римен­таль­ных ТВС с МОХ-топ­ли­вом в виде таб­ле­ток и в виде виб­ро­уплот­нен­ного гра­ну­лята.

Экс­плу­а­тацией энерго­блока БН-600 была решена глав­ная, постав­лен­ная при его сооруже­нии задача: демон­страция дли­тель­ной, эффек­тив­ной и без­опас­ной работы энерго­блока с реак­то­ром на быст­рых нейтро­нах и натри­е­вым теп­ло­но­си­те­лем. При этом блок имел и непло­хие эко­номи­че­ские пока­за­тели — сто­и­мость про­из­во­димой им элек­троэнергии при­мерно на 30 % ниже сред­него тарифа элек­троэнергии, про­из­во­димой ГРЭС в реги­оне.

В тече­ние долгого времени реак­тор БН-600 явля­ется един­ствен­ным в мире действующим быст­рым энерге­ти­че­ским реак­то­ром. 8 апреля 2010 года закон­чился про­ект­ный, 30-лет­ний срок работы энерго­блока БН-600. За 2,5 месяца до этой даты на энерго­блоке был выпол­нен большой комплекс меропри­я­тий по программе про­дле­ния срока экс­плу­а­тации, вклю­чая замену моду­лей паро­ге­не­ра­то­ров и паро­во­дя­ной арма­туры, ремонт одного из глав­ных цир­ку­ляци­он­ных насо­сов и паро­вой тур­бины, повыше­ние сейсмо­стой­ко­сти энерге­ти­че­ского обо­ру­до­ва­ния, модер­ни­за­ция ряда тех­но­логи­че­ских систем и т.п. В апреле 2010 года была полу­чена лицен­зия на про­дле­ние срока экс­плу­а­тации БН-600 на 10 лет до 31 марта 2020 года. 1 апреля 2020 года Росте­х­над­зор выдал Бело­яр­ской АЭС лицен­зию на экс­плу­а­тацию энерго­блока № 3 с реак­то­ром БН-600 до 2025 года.

В связи с заклю­че­нием в 2000 году межпра­ви­тельствен­ного Соглаше­ния между РФ и США «Об ути­ли­за­ции плу­то­ния, заяв­лен­ного как плу­то­ний, не являющийся более необ­хо­димым для целей обо­роны, обраще­нию с ним и сотруд­ни­че­ству в этой обла­сти», реак­тор БН-600 рас­смат­ри­вался в каче­стве уста­новки для «ран­него старта» по осуществ­ле­нию программы ути­ли­за­ции с рос­сийской сто­роны. Для этой цели ФЭИ совместно с ОКБМ раз­ра­бо­тали эскиз­ный про­ект «гибрид­ной» актив­ной зоны реак­тора, в кото­рой в 25 % ТВС исполь­зу­ется МОКС-топ­ливо с ути­ли­зи­ру­емым плу­то­нием, в осталь­ных ТВС — ура­но­вое топ­ливо. При этом боко­вой вос­про­из­во­дящий экран заме­нялся на сталь­ной отража­тель нейтро­нов. Из-за при­оста­новки действия ука­зан­ного межпра­ви­тельствен­ного Соглаше­ния рос­сийской сто­ро­ной в 2016 году, наме­чен­ные планы по пере­воду реак­тора БН-600 на гибрид­ную актив­ную зону не были реа­ли­зо­ваны.