3_вопрос

Атомные станции с жидкометаллическим теплоносителем

На современном этапе развития ядерной энергетики не только определились базовые реакторы с водяным теплоносителем, но и получила практическое подтверждение идея расширенного воспроизводства в реакторах ядерного топлива. Это позволяет создать двухкомпонентную структуру ядерной энергетики, при которой тепловые реакторы будут работать на ядерном топливе, нарабатываемом в реакторах-размножителях, в которых количество вновь образующихся делящихся изотопов существенно превышает количество разделившихся (коэффициент воспроизводства КВ>1). Учитывая ограниченность естественных запасов урана и что в тепловых реакторах может использоваться не более 1-го процента урана перевод ядерной энергетики на замкнутый цикл является по существу единственным средством, обеспечивающим длительное развитие ядерной энергетики.

Особенности ядерной технологии во многом определяются свойствами теплоносителя, поэтому выбору оптимального теплоносителя для ядерных установок с быстрыми реакторами уделялось с самого начала особое внимание. Были исследованы с точки зрения их ядернофизических, теплофизических и технологических свойств различные жидкие металлы, газы, водяной пар. Из перечисленных теплоносителей жидкометаллические теплоносители обладают целым рядом положительных свойств:

1)слабо поглощают и замедляют нейтроны;

2)обладают хорошими теплопередающими свойствами (коэффициент теплопроводности на два

порядка больше, чем у воды), обеспечивают восприятие удельных тепловых потоков, равных примерно 2,0 МВт/м2;

3)имеют высокие критические параметры (в первую очередь, критическую температуру), т.е. в большом диапазоне температур находятся в жидком состоянии и могут работать при относительно низком давлении.

Названные свойства и обусловили применение жидкометаллических теплоносителей в реакторах на быстрых нейтронах. В основном используются натрий и сплав натрия с калием.

Основные преимущества натрия:

1)наибольший коэффициент теплоотдачи, что позволяет получить наибольшую температуру на выходе;

2)минимально возможные затраты мощности на циркуляцию, что позволяет повысить скорость и получить наименьшую объемную долю теплоносителя в активной зоне;

3)сравнительно невысокое коррозионное воздействие чистого натрия на конструкционные материалы;

4)сравнительно невысокая температура плавления (tПЛ = 98 °С).

Вто же время натрий (как и калий) требует специальных мер для сохранения его в чистом и в жидком состоянии в контуре реактора. Он обладает высокой химической активностью, в частности, повышенной способностью к окислению, в результате чего образуются оксиды,

которые могут выпадать на поверхности нагрева и в других частях циркуляционного контура. Также натрию присуща высокая активация нейтронами: образуется 24Na с периодом полураспада 7 ч.

С водой или водяным паром он вступает в бурную химическую реакцию с выделением значительного количества теплоты:

Na + Н20 = NaOH +1/2H2 + 141 Дж/моль.

При избытке натрия (незначительная течь воды в натрий) параллельно идут реакции

• распада щелочи — 2Na + NaOH = Na20 + NaH;

• поглощения газообразного водорода — Na + 1/2Н2 = NaH.

Оксид Na2O и гидроксид NaOH натрия коррозионно активны.

Высокие температура (до 1000 °С и более) и давление (несколько мегапаскалей), которые могут достигаться в зоне реакции за короткое время — условия для интенсивного разрушения труб парогенератора, в том числе и коррозионного, в результате которого масштабы взаимодействия натрия и воды будут расширены.

Несмотря на все недостатки, натрий считается лучшим теплоносителем для реакторовразмножителей (с коэффициентом воспроизводства KB > 1).

К концу 50-х годов прошлого века был сформирован облик ЯЭУ с быстрым реактором: это реактор с натриевым теплоносителем и трѐхконтурная схема с паротурбинным циклом преобразования энергии. К настоящему времени стадию освоения технологии быстрых ректоров

типа БН прошли 10 стран. Разработано 30 проектов: экспериментальных, демонстрационных и коммерческих; 18 из них реализовано.

Принципиально ЯЭУ с реакторами БН выглядят следующим образом.

Рис. Принципиальные тепловые схемы блоков АС с жидкометаллическими реакторамиразмножителями: а — петлевая компоновка; б — баковая компоновка.

(1 — реактор; 2 — промежуточный жидкометаллический теплообменник; 3 — циркуляционные насосы; 4 — пароперегреватель; 5 — парогенератор; 6 — турбоагрегат; 7 — конденсатный насос; 8

— регенеративная установка; 9 — питательный насос; 10 — встроенный циркуляционный насос; 11 — электропривод насоса)

Первые упрощенные установки с БН были созданы в США (EBR-1) и бывшем СССР (БР-1 и БР-2). затем были созданы экспериментальные установки, моделирующие основные схемы будущих АЭС. Это БР-5 в СССР (1958 г.), DFR в Великобритании (1959 г.), Rapsodie во Франции (1967г.) и т.д. После этого наступил этап создания демонстрационных АЭС Были созданы: во Франции Superphoenix, CDFR в Великобритании, SNR в Германии.

К сожалению приходится констатировать, что идея быстрых реакторов неоднократно была предметом острых политических дискуссий и решений (например, закрытие Superphoenix), что не способствовало их более широкому распространению.

В России наиболее полно концепция и технология быстрых реакторов реализована в проекте энергоблока с реактором БН-600, введѐнного в эксплуатацию в 1980 г. на Белоярской АЭС и до сих пор являющегося практически единственным успешно эксплуатируемым в мире, несущего огромную техническую и идеологическую нагрузку.

Освоенность любой ядерной технологии характеризуют следующие параметры:

–достигнутый ресурс оборудования;

–коэффициент использования установленной мощности (КИУМ);

–радиационное воздействие на местность;

–опыт управления аварийными ситуациями, характерными для данной ядерной технологии;

–освоенность ремонтных технологий.

Достигнутый ресурс оборудования (тыс.ч) ядерных установок с реакторами БН без капитального ремонта виден из нижеследующей таблицы

За весь срок службы незаменяемых конструкций, работавших в натриевой среде более 40 лет, каких либо изменений свойств конструкционных материалов не выявлено. Расчѐты показывают, что возможно увеличение срока службы реактора БН-600 с 30 до 40-45 лет.

Средний КИУМ энергоблока №3 с БН-600 за весь срок эксплуатации составил 74%. Уровень выхода радиоактивных газов в вентиляционную трубу составляет около 0,03 %

допустимого выброса. Коллективная доза облучения персонала соответствует аналогичному показателю лучших мировых реакторных установок.

Тепловая схема установки энергоблока №3 с БН-600 включает реактор, промежуточный теплообменник, парогенератор и три турбоагрегата К-200-130 серийного выпуска для ТЭС. Параметры тепловой схемы блока (цифры в скобках относятся к пусковым параметрам):

Рис. Принципиальная тепловая схема третьего блока Белоярской АЭС с реактором БН-600:

1 — реактор; 2 — активная зона; 3 — промежуточный теплообменник; 4 — циркуляционный насос первого контура; 5 — электропривод насоса;

6 — циркуляционный насос второго контура; 7 — пароперегреватель (в правой части — свежего пара, в левой — промежуточный); 8 — испарительная часть парогенератора; 9 — турбогенератор; 10 — конденсатный насос; 11 — конденсато-очистка; 12 — ПВД; 13

—деаэратор; 14 — питательный насос; 15— ПВД; 16 — насос системы расхолаживания; 17

— редукционно-охладительное устройство (РОУ); 18 — конденсатор РОУ; 19 — конденсатный насос РОУ; 20 — фильтр

Компоновка реакторной установки интегральная (бакового типа): активная зона, насосы, промежуточные теплообменники и биологическая защита размещены совместно 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 двусторонним 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 обедненного урана.

Корпус реактора представляет собой бак цилиндрической формы с эллиптическим днищем

иконической 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 заключен 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 служат биологической защитой.

Топливные сборки загружают и выгружают с помощью комплекса механизмов, куда входят два механизма перегрузки, установленных на поворотной колонке, два элеватора (загрузкивыгрузки); механизм передачи поворотного типа, размещенный в герметичном боксе.

Для АЭС с БН-600 применены три серийные турбины мощностью по 200 МВт и давлением пара перед турбиной 13 МПа. Однако присущая этой турбине температура перегрева перед турбиной и промежуточная — 540°С — не могли быть достигнуты из-за недостаточной температуры натрия после промежуточного теплообменника (520°С). В связи с этим и начальный,

ипромежуточный перегревы пара составляют для турбин установки БН-600 всего 500°С. Более высокие параметры пара по сравнению с АЭС с водным теплоносителем позволяют значительно повысить термический КПД установки (40% Для БН-600).