XREFF.RU


РЕАКТОР БН-600


Если Вам понравился сайт нажмите на кнопку выше
РЕАКТОР БН-600

РЕАКТОР БН-600

РЕАКТОР БН-600

      БН-600- реактор на быстрых нейтронах с электрической мощностью 600 МВт. Корпусной реактор - размножитель с интегральной компоновкой оборудования.

      Тепловая схема блока трехконтурная: в первом и втором контурах теплоносителем является натрий, в третьем - вода и пар. Отвод тепла от активной зоны осуществляется тремя независимыми петлями циркуляции, каждая из которых состоит из главного циркуляционного насоса 1 контура, двух промежуточных теплообменников, главного циркуляционного насоса 2 контура с буферной емкостью на всасе и с баком аварийного сброса давления, парогенератора ПГН-200М, конденсационной турбины К-210-130 со стандартной тепловой схемой и генератора ТГВ-200-2 МУЗ.

      Использование натриевого теплоносителя обусловило применение ряда таких специальных систем, как: электрообогрев оборудования и трубопроводов, электромагнитных насосов, фильтр-ловушек 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, инертного защитного газа аргона.

Тепловая схема энергоблока

1-Реактор; 2-Главный циркуляционный насос 1 контура; 3-Промежуточный теплообменник; 4-Тепловыделяющие сборки; 5-Парогенератор; 6-Буферная и сборная емкости; 7-Главный циркуляционный насос 2 контура; 8-Турбоустановка; 9-Генератор; 10-Трансформатор; 11-Конденсаторы; 12-Циркуляционные насосы; 13-Конденсатные насосы; 14-Подогреватели; 15-Деаэратор; 16-Питательные насосы; 17-Пруд-охладитель; 18-Отпуск электроэнергии потребителю;


Конструкция реактора БН-600

1-Шахта; 2-Корпус; 3-Главный циркуляционный насос 1 контура; 4-Электродвигатель насоса; 5-Большая поворотная пробка; 6-Радиационная защита; 7-Теплообменник "натрий-натрий"; 8-Центральная поворотная колонна с механизмами СУЗ; 9-Активная зона.

      Ядерный реактор БН-600 выполнен с "интегральной" компоновкой оборудования, при которой активная зона и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора.

      Корпус реактора представляет собой бак цилиндрической формы с эллиптическим днищем и конической верхней крышкой, выполненной с одиннадцатью горловинами - для поворотной пробки, насосов первого контура, промежуточных теплообменников, элеваторов системы перегрузки тепловыделяющих сборок(ТВС). Цилиндрическая часть корпуса соединена с днищем путем сварки через переходное опорное кольцо, на котором установлен опорный пояс, являющийся основой несущей конструкции внутри корпуса реактора; он образует системой радиальных ребер три сливные камеры для натрия, выходящего из теплообменников.

      На опорном поясе 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. Нагрузка от массы реактора через опорное кольцо передается на катковые опоры, которые опираются на фундаментную плиту.

      В центре верхней части реактора смонтировано поворотное устройство, состоящее из большой и малой поворотной пробок, эксцентрических друг относительно друга; на малой поворотной пробке смонтирована колонна СУЗ, в которой расположены исполнительные механизмы систем: управления и защиты, перегрузки ТВС, внутриреакторного контроля.

      Реактор размещен в бетонной шахте диаметром 15 м. Конструкционный материал реактора - нержавеющая сталь марки Х18Н9 В центре верхней части реактора смонтировано поворотное устройство, состоящее из большой и малой поворотных пробок, эксцентричных друг относительно друга, на малой поворотной пробке смонтирована колонна СУЗ, несущая исполнительные механизмы систем управления и защиты, перегрузки ТВС, контроля активной зоны.

      Для компенсации температурных удлинений насосов первого контура и промежуточных теплообменников относительно корпуса реактора использованы компенсаторы приваренные к горловине корпуса реактора Корпус реактора заключен в страховочный кожух, исключающий возможность вытекания натрия из реактора даже при разрывах его корпуса.

      Активная зона и зона воспроизводства собираются из шестигранных ТВС кассетного типа с размерами "под ключ" 96 мм. Тепловыделяющая сборка состоит из твэлов, кожуха, головки для захвата ТВС при перегрузках и хвостовика, с помощью которого ТВС устанавливается в гнездо напорного коллектора и поддерживается вертикально. В хвостовике ТВС и в напорном коллекторе выполнены дроссельные устройства, обеспечивающие требуемое распределение расхода теплоносителя через ТВС, в соответствии с тепловыделением в них. Твэлы соединены между собой элементами крепления и ограждены чехлом, связывающим в единое целое все части ТВС. Твэлы заполнены по длине активной зоны втулками из обогащенной окиси урана (или смеси окиси урана) и окиси плутония, а выше и ниже активной зоны расположены торцевые экраны из брикетов окиси"отвального" урана. Твэлы зоны воспроизводства заполнены брикетами из "отвального" урана. Газовые полости над уровнем натрия в реакторе заполнены аргоном.

Первый контур

      Первый контур включает в себя три параллельные петли, каждая из которых состоит из главного циркуляционного насоса и двух промежуточных теплообменников.Натрий от насосов поступает в напорную камеру реактора, откуда через систему напорных коллекторов распределяется по ТВС активной зоны и зоны воспроизводства а также подается на охлаждение корпуса реактора внутреннего хранилища и первичной радиационной защиты. Нагретый до 550 ?С в активной зоне реактора натрий поступает через кольцевой зазор радиационной защиты в промежуточные теплообменники каждой петли, где подогревает натрий второго контура до 520 ?С и охладившись возвращается на вход насосов.

Теплообменник промежуточный "натрий-натрий"

      Главный циркуляционный насос первого контура - центробежный погружного типа, с нижним гидростатическим подшипником работающим на натрии и с плавным регулированием числа оборотов вала электроприводом (по схеме асинхронно-вентильного каскада). Рабочее колесо насоса - двухстороннего всасывания.

      Для произведения ремонта насоса конструкция предусматривает возможность извлечения его выемной части из бака и замены без разгерметизации газовой полости реактора. Промежуточный теплообменник "натрий-натрий' - вертикальный кожухотрубный с коаксиальным подводом и отводом теплоносителя второго контура противоточный. Высокорадиоактивный натрий первого контура проходит в межтрубном пространстве теплообменника сверху вниз; нерадиоактивный натрий второго контура поступает в теплообменник по центральной трубе в нижнюю камеру и затем движется внутри трубок противоточно натрию первого контура. Для исключения возможности протечек радиоактивного натрия первого контура, в случае течи внутри теплообменника, натрий второго контура находится под большим давлением, чем натрий первого контура.

Второй контур

      Второй контур включает в себя также три параллельные петли. Главным циркуляционным насосом второго контура каждой петли натрий подается в промежуточный теплообменник, где нагревается за счет тепла первого контура до 520 ?С и направляется в парогенератор, в котором генерирует и перегревает пар третьего контура.

      Для поддержания натрия в расплавленном состоянии при остановке блока предусмотрена разветвленная система электрообогрева всех трубопроводов и образования второго контура с устройствами контроля и автоматического регулирования температуры.

      Главный циркуляционный насос второго контура - центробежный, вертикальный с нижним гидростатическим подшипником. Рабочее колесо - одностороннего всасывания.

Третий контур


Машинный зал энергоблока БН-600

      Третий контур включает в себя три петли. В состав каждой петли входит конденсационная паровая турбина К-210-130 номинальной мощностью 210 МВт со стандартной тепловой схемой. Теплоноситель- вода и пар.

Система управления и защиты (СУЗ) реактора

      Система управления и защиты (СУЗ) реактора обеспечивает измерение уровня и скорости изменения нейтронной мощности во всех диапазонах работы реактора, дистанционный контролируемый вывод реактора на заданный уровень мощности и устойчивое автоматическое поддерживание мощности на заданном уровне, автоматическое надежное прекращение цепной реакции деления при возникновении аварийного состояния в реакторе или других системах, компенсацию изменения реактивности реактора.

      СУЗ включает в себя 27 органов управления реактивностью, в том числе 19 стержней компенсации изменения реактивности, 2 стержня автоматического регулирования, 6 стержней аварийной защиты.

Система перегрузки топлива

      Система перегрузки топлива обеспечивает загрузку свежих ТВС и элементов СУЗ в реактор, выгрузку ТВС и элементов СУЗ из реактора, перестановку и разворот ТВС в реакторе.

      Комплекс механизмов и устройств системы перегрузки топлива включает в себя поворотные пробки, механизмы перегрузки, систему наведения элеваторы транспортировки ТВС и элементов СУЗ, механизм передачи сборок барабан свежих и барабан отработавших сборок, устройства управления комплексом механизмов перегрузки.

      Циркуляция натрия в реакторе организуется следующим образом. Натрий от главных циркуляционных насосов поступает в напорную камеру реактора, откуда через систему напорных коллекторов распределяется по составным частям активной зоны и боковой зоны воспроизводства, а также подается на охлаждение корпуса реактора, внутриреакторного хранилища и первичной радиационной защиты. Нагретый до 550?С в активной зоне реактора натрий поступает в промежуточные теплообменники каждой петли где подогревает натрий второго контура до 520?С и, охладившись, возвращается на всас главных циркуляционных насосов.

Система очистки натрия

      Система очистки натрия предназначена для очистки натрия от растворимых и нерастворимых примесей и индикации содержания этих примесей. Очистка осуществляется с применением холодных фильтров-ловушек.

Система пожаротушения натрия

      Помещения, где возможно истечение и возгорание натрия, оборудованы системами, предусматривающими следующие способы тушения натрия: порошковым составом; в специальных поддонах с гидрорастворами; сливом натрия в аварийные емкости с самотушением натрия в них; самотушителями в относительно герметичных помещениях без подачи азота; подачей азота в помещения с натриевым оборудованием.

Выдача электрической мощности

      Выдача электрической мощности в энергосистему осуществляется через три блочных повышающих трансформатора 1575/242 кВ мощностью 250 МВА каждый и далее через типовое открытое распределительное устройство 220 кВ, выполненное с двумя основными и одной обходной системой шин.

1-ТВС активной зоны с малым обогащением; 2-ТВС активной зоны со средним обогащением; 3-ТВС активной зоны с большим обогащением; 4-ТВС внутренней зоны воспроизводства; 5-ТВС внешней зоны воспроизводства; 6-Хранилище отработавших сборок; 7-Стержни автоматического регулирования; 8-Стержни аварийной защиты; 9-Компенсирующие стержни; 10-Фотонейтронный источник.



ТВС и твэлы активной зоны


ТВС и твэлы активной зоны


ТВС и твэлы зоны воспроизводства

1. Оболочка твэла

2. Блочки "отвального" урана

3. Втулки обогощ?нного урана

4. Дистанционирующая проволока

5. Головка ТВС

6. Сборка твэлов

7. Хвостовик ТВС

 

1. Оболочка твэла

2. Ребро

3. Блочки "отвального" урана

4. Хвостовик ТВС

5. Сборка твэлов

6. Головка ТВС


Безопасность реакторной установки

      Проектирование энергоблока с реактором БН-600 производилось исходя из условия, чтобы радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и проектных авариях не приводило к превышению установленных доз облучения персонала и населения и нормативов по выбросам и содержанию радиоактивных веществ в окружающей среде, а также исходя из условия ограничения этого воздействия при запроектных авариях.

      Общий подход, который лежит в основе технологии безопасности энергоблока с реактором БН600, заключался в применении принципа глубоко эшелонированной защиты в виде системы барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду и реализации системы технических и организационных мер по защите и сохранению эффективности этих барьеров. Как и во всех типах реакторов на энергоблоке с реактором БН-600 в качестве первого, второго и третьего барьеров рассматриваются матрица топлива, герметичная и прочная оболочка твэл и корпус реактора Отличительной особенностью в условиях работы корпуса реактора является отсутствие каких-либо значительных повреждающих факторов он не подвергается действию высокого давления, коррозионного воздействия и большого облучения нейтронами Четвертым барьером является страховочный корпус реактора, страховочные кожухи вспомогательных трубопроводов 1 контура и герметичные помещения 1 контура.

      Основными решениями обеспечения защиты и сохранения эффективности барьеров являлись:

      Основными принципами обеспечения безопасности в ходе эксплуатации энергоблока N 3 с реактором БН-600 являются:

Пересмотр Технического обоснования безопасности БН-600 в соответствии с современными нормативными документами, разработка Программы обеспечения качества, получение Лицензии на эксплуатацию БН-600 с соответствующими Условиями и целого пакета других лицензий, регламентирующих виды деятельности - все это составляющие безопасной эксплуатации Белоярской АЭС.

Опыт эксплуатации энергоблока

      С начала эксплуатации на энергоблоке БН-600 выработано более 69 млрд кВт.ч электроэнергии. При этом интегральный коэффициент использования календарного времени составил 77%, а интегральный коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) 69%. При проектном КИУМ 80% максимальное его значение 83% было достигнуто в 1992 году. Энергоблок БН-600 по показателям работы, которые учитывает Всемирная Ассоциация Операторов АЭС (ВАО АЭС), входит в первую половину лучших АС мира.

      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 U235 21% и 33%, эксплуатировалась с 1980 по 1986гг. 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 U235) для снижения удельных тепловых нагрузок на твэл Максимальное выгорание топлива было повышено до 8,3% т.а. Следующая модернизация была осуществлена в течение 1991-1993гг. Основу ее составило применение наиболее радиационностойких и хорошо освоенных промышленностью конструкционных материалов. После этого удалось достичь выгорания топлива 10% т.а. Эта активная зона аттестована в качестве штатной. В настоящее время проводятся работы по увеличению выгорания более 11 % т.а.

Бойлеры модернизированной теплофикационной установки

      За время эксплуатации накоплен большой опыт обращения с натриевым теплоносителем, использование которого потребовало решения двух сложных задач свести к минимуму вероятность течи натрия из контуров циркуляции и межконтурных течей в парогенераторах, обеспечить эффективное действие систем пожаротушения натрия в случае, если его утечка все же возникла 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 работы подтвердил правильность принятой концепции парогенератора при имевших место 13 течах "вода-натрий" поте-. ря выработки электроэнергии составила всего 0,3%. Важным явилось повышение ресурса испарительных модулей с 50 до 105 тыс. часов, что позволило перейти к однократной их замене в период с 1991 по 1997 годы, 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 характеризует успешная работа. В начальный период имели 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 дальнейшем проведены модернизация валов и переход на нерегулируемый режим работы насоса при базовой нагрузке энергоблока, что полностью устранило причины повреждения насосов. Основными результатами работ по повышению надежности насосов явилось увеличение ресурса основных узлов насосов, в том числе ресурса рабочего колеса до 50 тыс. часов.

      На энергоблоке БН-600 проектом была предусмотрена теплофикационная установка мощностью, достаточной только для обеспечения объектов промплощадки. В результате проведенной реконструкции мощность ТФУ увеличена с 70 до 230 Гкал/час, и с 1988 года теплоснабжение города обеспечивается от энергоблока БН-600, что дает большую экономию мазута на котельных.

      В процессе эксплуатации на энергоблоке БН-600 был выполнен ряд мероприятий по повышению надежности оборудования, безопасности установки, а также НИОКР, в том числе наиболее значимые:

      В процессе эксплуатации энергоблока должный уровень технической безопасности поддерживается постоянным проведением профилактических мер, к которым в первую очередь относятся периодическое техническое освидетельствование оборудования и трубопроводов, контроль металла, совершенствование режимов эксплуатации, проверка работоспособности систем и оборудования, важных для безопасности, замена выработавшего ресурс оборудования. Необходимо отметить освоение технологий замены внутриреакторного оборудования главных циркуляционных насосов 1 контура, механизмов перегрузки, элеваторов. Особую сложность представлял ремонт центральной поворотной колонны с ее подъемом, заменой подшипника шарового погона, очисткой от натрия, проведенный с применением специального скафандра.

      Наконец, наиболее важным и сложным по технологии и требуемым средствам является комплекс работ по определению остаточного ресурса оборудования энергоблока. Проектный срок службы энергоблока установлен 30 лет и заканчивается в 2010 году. В настоящее время работа по продлению срока эксплуатации энергоблока свыше 30 лет является приоритетной.

      За 19-летний период эксплуатации энергоблока БН-600 была решена поставленная при его сооружении задача демонстрация длительной, эффективной и безопасной работы энергоблока с реактором на быстрых нейтронах и натриевым теплоносителем.


  • Карта сайта