Вместе с тем, как было отмечено выше, в свете последствий Фукусимской аварии этот курс на увеличение единичной мощности энергоблока уже не представляется столь однозначно правильным. Необходимо более внимательно рассмотреть перспективы применения реакторов малой и средней мощности, которые можно спроектировать более безопасными, а в случае аварии будут приводить к менее тяжким последствиям.
2.3. Конструкция и параметры БН-600
Большинство технических решений, внедряемых в СССР и России на энергетических реакторах на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением (РБН), проверено на экспериментальном реакторе БОР-60 (пущен в 1969 году в НИИАР, г. Димитровград). Важным этапом стал пуск в 1973 году первого в мире опытно-промышленного быстрого реактора БН-350. Этот энергоблок помимо производства электроэнергии был использован как источник энергии для водоопреснительного комплекса.
Реактор БН-350 выведен из эксплуатации в 1998 году, главным образом, по политическим соображениям, а не по техническим причинам.
В 1980 году введен в эксплуатацию на Белоярской АЭС реактор БН-600 – самый мощный из действующих на начало ХХI столетия РБН. Энергоблок успешно работает уже более четверти века, за период с 1983-1999 гг. средний коэффициент использования установленной мощности составил 0,738. Конструкция реактора БН-600 показана на рис. 3.9.3.1, а его основные характеристики приведены наряду с характеристиками других РБН в табл. 3.8.1.5.
Реактор БН-600 обеспечивает паром три серийных турбогенератора мощностью по 200 МВт-эл. Отвод тепла осуществляется по трехконтурной схеме. В общем корпусе размещены реактор, насосы, промежуточные теплообменники и биологическая защита. Циркуляция натрия первого контура осуществляется внутри корпуса по трем параллельным петлям, каждая из которых имеет два теплообменника и один центробежный насос погружного типа. Бак реактора заключен в страховочный корпус. Интегральная компоновка снижает вероятность утечки радиоактивного натрия.
ТВС активной зоны и зоны воспроизводства абсолютно одинаковы, отличаясь только диаметром твэла: 6,9 и 14,2 мм соответственно. Прекращение циркуляции теплоносителя через отдельные ТВС вследствие случайного блокирования входа в ТВС исключается в реакторах БН-350, БН-600 и БН-800 тем, что натрий поступает в ТВС через множество отверстий, размещенных по высоте и периметру цилиндрической поверхности хвостовика ТВС. Перегрузка ядерного топлива производится под слоем натрия специальным механизмом перегрузки на остановленном реактора.
Как показали исследования на БН-600, в 1-м контуре интегрального реактора сразу после срабатывания аварийной защиты и отключения всех ГНЦ 1-го и 2-го контуров развивается устойчивая естественная циркуляция теплоносителя, обеспечивающая надёжное охлаждение ТВС. Кроме того, реактор и трубопроводы 1-го контура заключены в защитные оболочки с минимумом объема свободных полостей, благодаря чему уровень натрия не опускается ниже точки разрыва циркуляции.
В настоящее время на Белоярской АЭС уже сооружается энергоблок с реактором БН-800 мощностью 800 МВт.эл. , однако его разработчики полагают, что в экономическом отношении натриевые реакторы БН составят конкуренцию водоохлаждаемым реакторам ВВЭР и РБМК, начиная с БН мощностью 1600-18000 МВт∙(эл).
Библиографический список:
1. Машиностроение ядерной техники / под ред. Е.О. Адамова (Энциклопедия
«Машиностроение»; том IV-25, книга 1). – М.: Машиностроение, 2005.
2. Быстрый реактор естественной безопасности со свинцовым теплоносителем для крупномасштабной ядерной энергетики / под ред. Е.О. Адамова, В.В. Орлова. – М.:
ГУП НИКИЭТ. 2002.
3. US Geological Survey, Mineral Commodity Summaries, January, 2001.
4. Самойлов А.Г. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов / А.Г. Самойлов. –
Уважаемый посетитель!
Чтобы распечатать файл, скачайте его (в формате Word).
Ссылка на скачивание - внизу страницы.