Атомная энергетика. Ядерные реакторы АЭС. Атомный флот

и другие разделы курса технического университета

Математика 1 сем. | 2 семестр | 3 семестр | Задачи | Интеграл | Курсовая | Матрицы | Математический анализ | Решение интегралов | Кратные интегралы | Контрольная по математике | Экономические задачи | Практикум по решению задач
ВВЭР
(Водо-Водяной Энергетический Реактор)
АЭС с ВВЭР-440
ВВЭР-1500
ВВЭР-1200
ВВЭР-1000
История разработки и сооружения
Конструктивные особенности реактора ВВЭР
Принципиальная тепловая схема
Реактор Большой Мощности Канальный (РБМК)
РБМК-1000 история создания
Устройство реактора РБМК-1000
Концепции безопасности реакторов РБМК
Тепловыделяющая сборка
Атомные станции
Ядерные технологии
Белоярская АЭС
Балаковская АЭС
Балтийская (Калининградская) станция
Ленинградская АЭС
Ленинградская АЭС-2
Белорусская АЭС
Нововоронежская АЭС
Нововоронежская АЭС-2
Ядерные реакторы
Основы ядерной физики
Использование атомной энергетики для
решения проблем дефицита пресной воды
Проектирование и строительство атомных энергоблоков
Ростовская АЭС
Атомная энергетика
Смоленская атомная станция САЭС
Месторасположение Смоленской АЭС
История строительства
Деятельность
Экологическая политика
Экологический контроль
Атомные надводные корабли
Суда с ядерными энергетическими установками в России
Обзор судов с ядерной энергетической установкой
Атомные энергетические установки в корабельной энергетике
Атомная установка на авианосце
Атомный авианосец проекта «Шторм»
Тяжёлые атомные ракетные крейсеры проекта «Орлан»
История создания крейсеров проекта «Орлан»
Вооружение крейсеров проекта «Орлан»
Тяжелый атомный ракетный крейсер «Киров»
Тяжелый атомный крейсер «Петр Великий»
Разведывательный корабль «Урал»
Тяжелый авианесущий крейсер «Ульяновск»
Атомные ледоколы
Действующие ледоколы России
Атомный ледокол "Россия"
Ледоколы класса "Арктика"
Легендарный ледокол «Ленин»
ПЕРСПЕКТИВЫ АТОМНОГО ПРИВОДА
РИТМ-200 реактор для атомного ледокола
Судовая ядерная ППУ ледокола
Реактор ледокола
Корпус реактора
Система компенсации давления
Система газоудаления
Особенности парогенераторов
Второй контур
Реактор атомохода «Ленин»
Реакторы ОК-150
Универсальный двухосадочный атомный ледокол ЛК-60
Гражданские атомные плавсредства
Атомный сухогруз «Фукусима»
Саванна
ТРАНСПОРТНЫЕ СУДА
Рудовоз Otto Hahn («Отто Ган»)
Атомная подводная лодка
Реакторы для подводных лодок
АПЛ проекта 627
Атомная шестиракетная субмарина «К-19»
Ракетный подводный крейсер стратегического назначения
Атомные подлодки типа «Огайо»
АПЛ «Наутилус». США.
Ядерный реактор для авиации
Атомный противолодочный самолет
Создание атомного бомбардировщика
Летающая «утка» М-60/М-30
Атомный самолет М-19
Самолет с ядерным двигателем NB-36H (X6)
Ядерные двигатели
Стратегия США
Летающая атомная лаборатория
лаборатория
ПЛАВУЧИЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ
ПАТЭС Академик Ломоносов
Первый в мире плавающий реактор МН-1А
Ядерное оружие
Первый атомный заряд
Ядерные материалы
Испытания ядерного оружия
Средства доставки
Стратегические системы
Фотографии ядерных взрывов
Ядерный арсенал США
Ядерный арсенал России
Физика
Сборник задач по физике
Кинематика материальной точки
Физическая оптика
Конспект лекций по ядерной физике
Фотоядерные реакции
Воздействие радиации на человека
Физика твердого тела
Физические основы механики
Теоретическая механика
Волновая оптика
Молекулярная физика
Теория и синтез машин и механизмов
Механика
Электротехника
Основные представления об электричестве
Законы Ома и Кирхгофа
Электромагнитные волны
Основы электротехники
Общая электротехника
Базовый общетехнический курс
по электротехнике
Примеры решения задач по электротехнике
Методика расчета электрических цепей
Решение задач по электротехнике
использование MATLAB
Методика выполнения лабораторных
работ по электротехнике
Язык программирования MATLAB
Расчет электрических цепей в Simulink
Моделирование цепей переменного ток
Электрические и магнитные цепи
Электротехнические материалы
Информатика
Основы Web технологий
Учебник системного администратор
Основы организации персонального компьютера
Руководства по техническому обслуживанию ПК
Основы вычислительных систем
Основы вычислительных комплексов
Информационные системы и сети
Основные понятия об информации
и информатике
Устройство персонального компьютера
Windows
Microsoft Word
Microsoft Excel
Microsoft Access
Введение в локальные вычислительные сети
Интернет
Средства сжатия информации
Основы защиты компьютерной информации
Основы алгоритмизации
Система программирования Турбо Паскаль
Встроенный ассемблер
Turbo Visio
JavaScript
GPRS
Примеры программирования на Java
Примеры скриптов для клиента на языке JavaScriptScript
Учебник PHP
Паскаль
Графика
Единая система конструкторской документации
Начертательная геометрия
Сопряжение
Курс лекций по начерталке
Практикум по решению задач
Выполнение сечений
Вопросы к экзамену по черчению
Оформление чертежей
Инженерная графика
Каталог графических примеров
Машиностроительное черчение
Выполнение чертежей деталей
Виды соединений деталей
Позиционные задачи
Построения центральных проекций
Искусство
Литература и искусство эпохи Возрождения (Ренессанса)
Примеры решения задач по математике
Элементарная математика
Примеры решения задач курсовой
Кратные интегралы
Вычисление площади поверхности вращения
Векторный анализ
Аналитическая геометрия
Курс лекций математического анализа
ТФКП
Типовой расчет по высшей математике
Введение в математический анализ
Определённый интеграл
Замена переменных
Числовые ряды
Правила вычисления неопределенных интегралов
Дифференциальные уравнения
Контрольная работа
Примеры решения задач контрольной работы
Найдите производные функции
Линия и плоскость в пространстве
Пределы
Непрерывность функций и точки разрыва
Производные и дифференцирование функции
Формула Тейлора
Исследование функций и построение графиков
Приближённое нахождение корней уравнений
Векторная алгебра
Линия и плоскость в пространстве
Кривые и поверхности второго порядка
Матрицы
Линейные пространства
Комплексные числа
Свойства дифференцируемых функций
 

 

 

 

 

 

 

Ядерные реакторы на быстрых нейтронах

Быстрые реакторы – энергетические реакторы, работающие в отличие от реактора на тепловых нейтронах в основном на быстрых нейтронах, с энергиями более 1 МэВ. Быстрые реакторы обычно работают на плутониевом топливе и, преобразуя U 238, производят плутония больше, чем потребляют, то есть имеют коэффициент воспроизводства больше единицы. Поэтому они называются также реакторами-размножителями, или бридерами (от англ. to breed – размножаться). География размещения БН В структуре крупномасштабной атомной энергетики будущего доминирующая роль отводится реакторам на быстрых нейтронах с замкнутым топливным циклом. Они позволяют почти в 100 раз повысить эффективность использования естественного урана и тем самым снять ограничения на развитие атомной энергетики со стороны природных ресурсов ядерного топлива.

Проект БРЕСТ-ОД-300 В качестве примера инновационного реактора естественной безопасности может быть рассмотрен проект опытно-демонстрационного быстрого реактора со свинцовым теплоносителем электрической мощностью 300 МВт (БРЕСТ-ОД-300). Использование в качестве теплоносителя химически инертного высококипящего расплавленного свинца позволяет отказаться от трехконтурной схемы отвода тепла и перейти на двухконтурную схему. В состав реакторной установки бассейновой конструкции входят активная зона с отражателями и рабочими органами системы управления и защиты (РО СУЗ), выполненный в виде четырех петель контур циркуляции свинцового теплоносителя с парогенераторами, насосами, оборудованием системы перегрузки ТВС, которые вместе с системами безопасности и вспомогательными системами размещены в облицованных сталью центральной и четырех периферийных полостях бетонного корпуса с тепловой защитой

Проект БРЕСТ-1200 БРЕСТ — энергоблок с быстрым реактором со свинцовым теплоносителем и мононитридным уран-плутониевым топливом с двухконтурной схемой отвода тепла к турбине с закритическими параметрами пара. Предлагаются проекты в конфигурациях с электрической мощностью 300 и 1200 МВт.
Реактор БР-5 (10), г.Обнинск Построен и эксплуатировался в ФЭИ, г.Обнинск, в период с 1959 по 2002 годы. В качестве теплоносителя в нём был использован жидкий натрий в первом контуре и натрий-калий во втором, а в качестве топливного материала для первой загрузки — PuO2. Проектирование, изготовление оборудования, строительные и пусконаладочные работы были завершены в срок менее четырёх лет; в 1959 году БР-5 достиг проектной мощности 5 МВт (тепловых) и был сдан в эксплуатацию 27 января 1959 г.
Реактор БОР-60 многоцелевой научно-исследовательский реактор на быстрых нейтронах в НИИАР, г. Димитровград. Строительство начато в 1965 году, в 1968 произведен физический пуск, через год — энергетический. Используется для изучения новых видов ядерного топлива, создания новых конструкционных материалов и теплоносителей ядерных реакторов, производства и изучения изотопов, испытаний оборудования для атомных электростанций. Наряду с ВК-50 (электрической мощностью 50МВт) один из двух реакторов в НИИАР , вырабатывающих электроэнергию. Тепловая мощность реактора 60 МВт, электрическая — 12 МВт (чистая 11МВт). Топливом является оксид урана (обогащенный до 45-90 % по урану-235) или смесь оксидов урана и плутония. Активная зона имеет высоту 45 см. Диаметр 40см. В качестве теплоносителя используется натрий, нагреваемый с 330°С до 530°С.
Реактор БН-350 – энергетический реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, пущенный в эксплуатацию 16 июля 1973 года на первой советской АЭС с реактором на быстрых нейтронах в г. Шевченко, Казахская ССР. Тепловая мощность реактора 1000 МВт, эквивалентная суммарная электрическая мощность составляла 350 МВт, которая расходовалась следующим образом: на производство электрической энергии 150 МВт, на производство тепла для отопления 100 МВт, на получение пресной воды 100 МВт. Топливом служила обогащенная двуокись урана. В то время являлась единственной атомной опреснительной установкой в мире, поставляла пресную воду для города Шевченко в объёме 120 000 м3 в сутки. В 1999 году правительство Казахстана приняло решение не продолжать эксплуатацию БН-350, реактор был остановлен и переведен в режим вывода из эксплуатации. Однако, в виду того, что реакция еще продолжается, ректор будет охлаждаться при помощи воды до 2050 года
Реактор БН-600 Работы в области ядерных реакторов на быстрых нейтронах реакторов были начаты в 1960 г. проектированием первого опытно-промышленного энергетического реактора БН-350. Этот реактор был пущен в 1973 г. и успешно эксплуатировался до 1998 г. В 1980 г. на Белоярской АЭС в составе энергоблока №3 был введен в строй следующий, более мощный энергетический реактор БН-600 (600 МВт(э)), который продолжает надежно работать до настоящего времени, являясь самым крупным из действующих реакторов этого типа в мире. В апреле 2010 г. реактор полностью отработал проектный срок службы 30 лет с высокими показателями надежности и безопасности. В течение длительного периода эксплуатации КИУМ энергоблока поддерживается на стабильно высоком уровне - около 80%
Реактор БН-800 Тепловая схема энергоблока с реактором БН-800 — трехконтурная. Первый контур включает три петли, каждая из которых имеет главный циркуляционный насос (ГЦН-1), управляемый обратный клапан и два промежуточных теплообменника (ПТО). Второй контур (промежуточный) также включает три петли, каждая из которых состоит из двух ПТО, модульного парогенератора (ПГ), буферной емкости, ГЦН-2 и трубопроводов. Теплоносителем в промежуточном втором контуре является натрий. Третий контур (паро-водяной) состоит из трёх секций модульного ПГ и одного турбоагрегата.
Проектные решения систем безопасности АЭС с БН-800 Опыт эксплуатации действующих энергоблоков с БН показывает, что уровень радиационного воздействия от поступления в окружающую среду нуклидов с газоаэрозольными выбросами и сбросными водами станций не превышает 1% от предела среднегодовой дозы, установленного требованиями надзорных органов. Проектом подтверждается, что на АЭС с БН-800 выбросы и сбросы нуклидов в течение нормальной эксплуатации будут меньше, чем выбросы и сбросы действующих АЭС с БН-350 и БН-600.
Схемы обращения с РАО на АЭС с БН-800 В основу обеспечения безопасности в проекте АЭС с БН-800 заложен принцип глубокоэшелонированной защиты — применение системы барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду и системы технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности непосредственно для защиты населения
Реактор БН-1200 В ОАО "ОКБМ Африкантов" ведётся разработка проекта усовершенствованного коммерческого реактора БН-1200 мощностью 1220 МВт. Разрабатываемый головной энергоблок БН-1200 выполнен по принципу моноблока: один реактор - одна турбина. Тепловая мощность реактора – 2800 МВт, электрическая мощность турбины 1200 МВт. Тепловая схема энергоблока БН-1200 трехконтурная. Теплоноситель (жидкий натрий) находится в I и II контурах, пар и вода - в III контуре. Особенностью реакторной установки БН-1200 является интегральная (баковая) компоновка I контура, когда основное оборудование и активный теплоноситель I контура сосредоточены в баке реактора, который заключен в страховочный корпус.
Реализация принципа естественной безопасности в проекте БН-1200 В дополнение к свойствам внутренней самозащищенности для повышения уровня безопасности в проекте РУ БН-1200 предусмотрен ряд средств на основе пассивных принципов действия, часть которых использована также в проектах реакторных установок БН-600 и БН-800

Атомная станция с реакторами на быстрых нейтронах

Конструкция реактора на быстрых нейтронах БН-600

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. Использование ядерной энергии для мирных целей началось гораздо позже, а энергию термического синтеза для мирных целей не удается приспособить до сих пор.

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 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 550С 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. История ядерной индустрии – это, прежде всего, история создания атомного и термоядерного оружия.

Реактор на быстрых нейтронах БН 600 Первый контур
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. Дефект массы и энергия связи ядра Исследования показывают, что атомные ядра являются устойчивыми образованиями. Это означает, что в ядре между нуклонами существует определенная связь. Массу ядер очень точно можно определить с помощью масс-спектрометров — измерительных приборов, разделяющих с помощью электрических и магнитных полей пучки заряженных частиц (обычно ионов) с разными удельными зарядами Q/m.

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. Электричество и электромагнетизм Курс лекций по физике 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 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 градусов С и направляетсяв 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 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. 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.

Машинный зал энергоблока БН-600

Машинный зал энергоблока БН-600

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

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 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.

Открытое распредустройство 220 кВ БН 600

Открытое распредустройство 220 кВ

Важнейшие потребители электроэнергии систем безопасности имеют резервное питание от систем с автономными надежными источникоми - автоматически запускаемыми дизель-генераторами и аккумуляторными батареями.

Реактор БН 600 Аккумуляторные батареи

Аккумуляторные батареи обеспечивают надежное электропитание систем управления и защиты.

ТВС и твэлы активной зоны

ТВС и твэлы активной зоны ТВС и твэлы зоны воспроизводства
реактор БН-600 1. Оболочка твэла реактор  БН-600
2. Блочки "отвального" урана
3. Втулки обогощенного 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

Используя три эмпирических открытия: деление урана-235 под действием нейтронов, превышение числа нейтронов, образовавшимися в результате деления, над затраченными, и наличие запаздывающих нейтронов, Э.Ферми 2.12.1942 г. осуществил первую самоподдерживающуюся цепную реакцию на сконструированном им котле в Чикаго

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:
  • выбор благоприятной площадки с невысокой сейсмичностью в соответствии с требованиями нормативных документов;
  • использование и развитие внутренне присущих реактору на быстрых нейтронах свойств безопасности и его самозащиты за счет пассивных средств, отрицательных во всех режимах эффектов реактивности, низкой избыточной реактивности, отсутствия локальных критичностей, способности СУЗ обеспечивать приведение реактора в подкритическое состояние и поддержание его в этом состоянии во всех режимах, простоты в управлении реактором, интегральной компоновки реактора, высокой тепловой инерции 1 и 2 контуров и осуществимости режимов естественной циркуляции теплоносителя в них;
  • обеспечение требуемого качества систем, важных для безопасности, на всех этапах жизненного цикла энергоблока;
  • применение систем безопасности, построенных на основе принципов резервирования, независимости, единичного отказа;
  • применение средств диагностирования дефектов оборудования и отклонений режима их работы от нормального.

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

  • эксплуатация энергоблока в соответствии с нормативно-технической документацией по обоснованным эксплуатационным регламентам и инструкциям;
  • поддержание в исправном состоянии систем и оборудования, важных для безопасности, путем проведения на них планово-предупредительных ремонтов, технического обслуживания и замены выработавшего ресурс оборудования;
  • организация эффективно действующей системы документирования результатов работ и контроля;
  • разработка организационно-технических мероприятий, направленных на предотвращение перерастания исходных событий в проектные аварии, а проектных аварий - в запроектные, а также направленных на ограничение и ликвидацию аварий, защиту локализующих систем безопасности от разрушения при запроектных авариях;
  • разработка плана мероприятий по защите персонала и плана мероприятий по защите населения в случае возникновения запроектных аварий;
  • подготовка эксплуатационного персонала для действий в нормальных и аварийных условиях, поддержание его квалификации и дисциплины на должном уровне, формирование у персонала культуры безопасности, когда для каждого работника станции обеспечение безопасности является приоритетной целью и внутренней потребностью при выполнении работ, влияющих на безопасность. Признавая за персоналом право на ошибку, администрация станции устанавливает такой контроль за проведением таких работ, который может считаться избыточным с точки зрения производственной деятельности обычных предприятий.
  • 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

Сначала 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.

Опыт эксплуатации энергоблока БН 600

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.

Реактор БН 600

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:

  • внедрение секторной системы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих сборок;
  • освоение химпромывки испарительных модулей парогенератора по штатной схеме с использованием питательных насосов;
  • освоение режима пуска энергоблока без использования пара котельной;
  • реконструкция дреножей парогенераторов и трубопроводов 3 контура;
  • модернизация систем пожаротушения.

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

Характерные инциденты, происходившие при эксплуатации оборудования АЭС

Балтийская (Калининградская) АЭС

Замороженная на стадии строительства атомная электростанция в Неманском районе Калининградской области. Балтийскую АЭС планировалось построить в 12 километрах к юго-востоку от города Неман, на территории Лунинского сельского поселения, в 2 километрах северо-западнее поселка Маломожайское. АЭС должна была состоять из двух энергоблоков общей мощностью 2388 MВт. Планировалось, что после её постройки Калининградская область из энергодефицитного региона превратится в экспортёра электроэнергии. Работы по проекту Балтийской АЭС продолжаются, и он будет реализован. Специалисты «Атомэнергосбыта» полагают, что благодаря Парижскому соглашению экспорт электроэнергии из РФ будет более выгодным, чем экспорт газа, а перед Балтийской АЭС в связи с этим открываются новые перспективы. По их оценкам, ценам на электричество в Польше при жестком экологическом регулировании грозит удвоение к 2030 году, и экспорт электроэнергии Балтийской АЭС сможет приносить в 2025–2030 годах 1,5 млрд евро ежегодно.

Билибинская АЭС

(Билибинская АТЭЦ) — атомная электростанция (точнее, атомная теплоэлектроцентраль), расположена рядом с городом Билибино Чукотского автономного округа.

Станция состоит из четырёх одинаковых энергоблоков общей электрической мощностью 48 МВт с реакторами ЭГП-6 (водно-графитовый гетерогенный реактор канального типа). Станция вырабатывает как электрическую, так и тепловую энергию, которая поступает на теплоснабжение города Билибино.

Билибинская атомная электростанция — самая северная в России. В советские годы она обеспечивала относительно недорогой энергией местные предприятия и город Билибино. В бассейне реки Колыма расположился Билибинский район, входящий в состав Чукотского автономного округа. Согласно историческим хроникам, именно здесь произошла одна из первых встреч российских первопроходцев с чукчами. Долгое время эти земли оставались плохо исследованными, а самыми значимыми событиями в жизни региона были ярмарки, на которых коренное население выставляло свои товары, получая взамен российские.

Балаковская атомная станция

Балаковская атомная станцияБалаковская АЭС расположена на левом берегу Саратовского водохранилища реки Волги в 10 км северо-восточнее г. Балаково Саратовской обл. и на расстоянии 900 км юго-восточнее г. Москвы.

В составе первой очереди АЭС эксплуатируются четыре энергоблока с модернизированными реакторами ВВЭР-1000 (модификация В-320), установленной электрической мощностью по 1000 МВт каждый. А также комплекс вспомогательных зданий и сооружений, необходимых для нормального функционирования энергоблоков АЭС, включая жилой фонд и объекты соцкультбыта.

Вторая очередь включает в себя два энергоблока с установленной электрической мощностью по 1000 МВт каждый, с соответствующим расширением вспомогательных объектов первой очереди. В декабре 1990 года строительство второй очереди было приостановлено в связи с необходимостью доработки проекта в части экологического обоснования безопасности и воздействия на окружающую среду и обоснования достаточности мер по обеспечению безопасности персонала АЭС и населения, проживающего в районе размещения АЭС, в случае запроектных аварий.