БН-600

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к: навигация, поиск
БН-600 Beloyarsk NNP.jpg
Белоярская АЭС (на ней впервые в мире появился энергоблок промышленного масштаба на быстрых нейтронах)
Тип реактора

На быстрых нейтронах

Назначение реактора

Электроэнергетика

Технические параметры
Теплоноситель

Натрий

Топливо

235U

Тепловая мощность

1470 МВт

Электрическая мощность

600 МВт

Разработка
Научная часть

ФГУП ГНЦ РФ ФЭИ

Предприятие-разработчик

ОАО СПбАЭП

Конструктор

ОКБМ им. Африкантова

Новизна проекта

Первый реактор на быстрых нейтронах промышленного назначения

Пуск

Апрель 1980

Эксплуатация

С 1980

Построено реакторов

1

БН-600 — энергетический реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, пущенный в эксплуатацию в апреле 1980 года в 3-м энергоблоке на Белоярской АЭС в Свердловской области близ города Заречный. Электрическая мощность — 600 МВт. В настоящее время это единственный в мире действующий энергетический реактор на быстрых нейтронах.

В конце декабря 1979 года в реактор БН-600 поместили пусковой источник нейтронов и начали загружать сборки с ядерным топливом. 26 февраля 1980 года была набрана необходимая критическая масса топлива, и в реакторе БН-600 впервые в его «жизни» началась самоподдерживающаяся ядерная реакция. 26 февраля 1980 года, в 18 час. 26 мин. состоялся физический пуск уникального реактора на быстрых нейтронах БН-600. Следующим этапом стал энергетический пуск — 8 апреля 1980 года энергоблок с реактором БН-600 выдал первые киловатт-часы в Свердловскую энергосистему.

Особенности реакторов на быстрых нейтронах[править | править вики-текст]

Главная особенность ядерных реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что они открывают возможность использования не делящихся в реакторах на тепловых нейтронах изотопов тяжёлых элементов. В топливный цикл могут быть вовлечены запасы 238U и 232Th, которых в природе значительно больше, чем 235U — основного топлива для реакторов на тепловых нейтронах. В том числе может быть использован и так называемый «отвальный уран», оставшийся после обогащения ядерного топлива 235U.

Реакторы на быстрых нейтронах дают реальную возможность расширенного воспроизводства ядерного топлива. Это значит, что, например, на 100 разделившихся ядер топлива в реакторах на быстрых нейтронах образуется примерно 120—140 новых ядер, способных к делению.

Активные зоны (АЗ) реакторов на быстрых нейтронах (БН) весьма существенно отличаются от активных зон реакторов на тепловых нейтронах.

Экономически необходимая средняя глубина выгорания уран-плутониевого топлива в БН должна составлять 100—150 МВт·сут/кг, т. е. она должна быть в 2,5—3 раза выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах, что обусловлено высокой стоимостью топлива БН. Для достижения указанной глубины выгорания требуется высокая радиационная стойкость ТВЭЛ и ТВС БН, необходимая стабильность геометрических параметров, сохранение герметичности и пластичности оболочек ТВЭЛ, их совместимость с продуктами деления и устойчивость к коррозионному воздействию теплоносителя и т. п. Активная зона БН окружена в радиальном и осевом направлениях зонами воспроизводства (экранами), заполненными воспроизводящим материалом — обедненным ураном, содержащим 99,7—99,8 % 238U.

Главная же особенность использования уран-плутониевого топлива в БН состоит в том, что в его активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается бо́льшим выходом (на 20—27 %) вторичных нейтронов, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это создает основную предпосылку для получения высокого значения коэффициента воспроизводства и обеспечивает расширенное воспроизводство ядерного топлива в реакторах-размножителях.

Использование натрия в качестве теплоносителя требует решения следующих задач:

  • чистота натрия, используемого в БН. Необходимо достичь 99,95 %, то есть не более 5·10−4 примесей. 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 и других окисляющих агентах. 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. Для устранения опасности натрий и продукты его сгорания следует тщательно контролировать;
  • возможность реакций натрия с водой и органическими материалами. Особенно это важно для конструкции парогенератора, так как утечка из водяного контура в натриевый приводит к быстрому росту давления.

Стабильность быстрых реакторов зависит от параметров, перечисленных ниже:

  • пустотного натриевого коэффициента.
  • Изменение в реактивности происходит при изменении плотности натриевого теплоносителя (или полного оголения АЗ). Натриевый пустотный коэффициент может быть положительным или отрицательным, зависит от размеров АЗ, геометрии и состава материалов;
  • механических расширений ТВЭЛ.
  • При увеличении уровня мощности реактора происходит тепловое расширение топливных сборок. Это эффективно увеличивает размеры АЗ, тем самым уменьшается ее реактивность;
  • радиоактивность первого контура.

Радиоактивные изотопы 24Na, 22Na являются продуктами активации, возникающими вследствие нейтронного облучения натрия первого контура. Периоды полураспада 24Na и 22Na составляют соответственно 15 ч и 2,6 года. Как результат, радиоактивность натрия первого контура остается высокой в течение значительного времени после остановки реактора. Касаясь только 24Na, отметим, что требуется более четырех суток после остановки реактора, прежде чем персонал сможет находиться вблизи больших количеств натриевого теплоносителя.

Переход к серийному сооружению АЭС с БН осложнено многими не отработанными в промышленном масштабе технологическими процессами и нерешёнными вопросами оптимальной организации их ядерного топливного цикла (ЯТЦ), который должен базироваться на плутонии, и может быть только замкнутым с очень коротким (до 1 года) временем внешнего цикла (химическая переработка отработавшего топлива и дистанционно управляемое изготовление свежего топлива).

Удельные капиталовложения в АЭС с БН в настоящее время значительно (1,5—2 раза) превышают удельные капиталовложения в АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. Сдерживающее влияние на развитие БН оказывает также пока благополучное положение в мире с ресурсами относительно дешевого урана.

Конструкция реакторной установки БН-600[править | править вики-текст]

Макет реактора БН-600 Белоярской АЭС с вырезанными секторами для удобства обзора.

Компоновка реакторной установки интегральная (бакового типа): активная зона, насосы, промежуточные теплообменники и биологическая защита размещены в корпусе реактора. Теплоноситель первого контура движется внутри корпуса реактора по трем параллельным петлям, каждая из которых включает два теплообменника и циркуляционный центробежный насос погружного типа с двухсторонним всасыванием. Насосы снабжены обратными клапанами. Циркуляция натрия в каждой петле промежуточного контура осуществляется центробежным насосом погружного типа с односторонним всасыванием. Активная зона и зона воспроизводства смонтированы в напорной камере, где расход теплоносителя распределяется по топливным сборкам соответственно их тепловыделению. Активная зона по торцам и периметру окружена экранами — зоной воспроизводства, состоящей из сборок, заполненных двуокисью обеднённого урана.

Корпус реактора представляет собой бак цилиндрической формы с эллиптическим днищем и конической верхней частью. Корпус через опорное кольцо установлен на катковые опоры фундамента. Внутри корпуса помещена металлоконструкция коробчатого типа — опорный пояс, на котором укреплена напорная камера с активной зоной, зоной воспроизводства и хранилищем, а также внутрикорпусная биологическая защита.

Три насоса первого контура и шесть промежуточных теплообменников смонтированы в цилиндрических стаканах, установленных на опорном поясе. В верхней части корпус имеет соответственно шесть отверстий для установки теплообменников и три отверстия — для насосов. Компенсация разности температурных перемещений между стаканами теплообменников и насосов, а также между корпусом и страховочным кожухом обеспечивается сильфонными компенсаторами. Стенки бака имеют принудительное охлаждение «холодным» натрием из напорной камеры. Биологическая защита состоит из цилиндрических стальных экранов, стальных болванок и труб с графитовым заполнителем. Бак реактора заключён в страховочный кожух. Верхняя часть корпуса служит опорой для поворотной пробки и поворотной колонны, обеспечивающих наведение механизма перегрузки на топливную сборку. Одновременно поворотная пробка и поворотная колонна служит биологической защитой.

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

Паротурбинная часть выполнена из трех серийных турбин обычной теплоэнергетики мощностью по 200 МВт каждая, с начальными параметрами пара 13,0 МПа и 500 °C и промежуточным перегревом пара.

Продление ресурса[править | править вики-текст]

8 апреля 2010 года исполнилось 30 лет работы энергоблока БН-600. Действующий энергоблок Белоярской атомной станции БН-600 был остановлен 28 марта 2010 года. Как сообщает пресс-служба атомной электростанции – это плановое мероприятие, необходимое для проведения перегрузки топлива, инспекции и модернизации оборудования.

За 2,5 месяца на энергоблоке БН-600 были выполнены плановые регламентные работы по техобслуживанию и ремонту оборудования и большой комплекс мероприятий по программе продления расчётного срока эксплуатации. В помощь специалистам Белоярской АЭС прибыли свыше 400 ремонтников из подрядных организаций.

В апреле-июне 2010 года на энергоблоке БН-600 были проведены: замена модулей парогенераторов и пароводяной арматуры, ремонт одного из главных циркуляционных насосов и паровой турбины, повышение сейсмостойкости энергетического оборудования, модернизация ряда технологических систем.

БАЭС в апреле 2010 года получила лицензию на продление срока эксплуатации БН-600 до 31 марта 2020 года.

11 июня 2010 г. энергоблок БН-600 Белоярской АЭС возобновил выработку электроэнергии по завершении плановой перегрузки топлива, инспекции и модернизации оборудования.

Литература[править | править вики-текст]

  • Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. — М.: Атомиздат, 1979. — С. 288.