75 группа 2 вариант / ГТ и ПГУ / Книги / Общая энергетика. Часть 2

ся спеченный диоксид урана с начальным обогащением ураном235 в стационарном режиме в диапазоне от 2,4 до 4,4 % (масс).

Реактор ВВЭР обладает важным свойством саморегулирования: при повышении температуры теплоносителя или мощности реактора происходит самопроизвольное снижение интенсивности цепной реакции в активной зоне и в конечном итоге снижение мощности реактора. Технологическая схема энергоблоков с реактором ВВЭР1000 имеет два контура.

Первый контур – радиоактивный. Он включает в себя реактор типа ВВЭР и циркуляционные петли охлаждения. Каждая петля содержит главный циркуляционный насос (ГЦН), парогенератор и две главные запорные задвижки (ГЗЗ). К одной из циркуляционных петель первого контура подсоединен компенсатор давления, с помощью которого в контуре поддерживается заданное давление воды, являющейся в реакторе одновременно и теплоносителем и замедлителем нейтронов. На энергоблоках с ректором ВВЭР-1000 имеются 4 циркуляционные петли.

Второй контур – нерадиоактивный. Он включает в себя парогенераторы, паропроводы, паровые турбины, сепараторыпароперегреватели, питательные насосы и трубопроводы, деаэраторы и регенеративные подогреватели. Парогенератор является общим оборудованием для первого и второго контуров. В нем тепловая энергия, выработанная в реакторе, от первого контура через теплообменные трубки передается второму контуру. Насыщенный пар, вырабатываемый в парогенераторе, по паропроводу поступает на турбину, которая приводит во вращение генератор, вырабатывающий электрический ток.

Технический контроль параметров состояния оборудования и трубопроводов, управления и защиты оборудования от повреждений при нарушении в работе первого контура, а также других контуров и систем установки осуществляется системой контроля, управления и защиты.

Энергия деления ядерного топлива в активной зоне реактора тепловой мощностью 3 000 МВт отводится теплоносителем с температурой 322°C.

Расход воды через реактор – 15800 кг/с, а рабочее давление в первом контуре – 16 МПа. В парогенераторе теплоноситель отдает тепло рабочему телу и при помощи ГЦН возвращается в реактор.

Основные конструкционные характеристики активной зоны реактора ВВЭР-1000 приведены в табл. 9.5.

255

Таблица 9.5. Основные конструкционные характеристики активной

зоны ВВЭР-1000

	Параметр	Размер-	Величина
		ность
	Эквивалентный диаметр	мм	3120
	Высота	мм	3550
	Объём	м3	27
	Отношение площади замедлителя к площади		2
	топлива в поперечном сечении активной зоны
	Шаг между топливными сборками	мм	241
	Рабочее давление	МПа	16
	Температура теплоносителя:
	- на входе в реактор	0С	289
	- на выходе из реактора	0С	320
	Расход теплоносителя через реактор	кг/с	19 000
	Гидравлическое сопротивление активной зоны	МПа	0,18
	Гидравлическое сопротивление реактора	МПа	0,4
	Температура теплоносителя на выходе из	0С	310
	максимально нагруженной сборки
	Загрузка ректора топливом	кг	75 000
	Степень обогащения топлива	%	4,4 – 3,3
	Скорость теплоносителя:
	- в патрубке реактора (вход/выход)	м/с	9,8 / 11,0
	- в активной зоне (средняя)	м/с	5,5
	Средняя удельная энергонапряженность	кВт/л	111
	объема активной зоны
	Число механизмов регулирования	шт.	109

256

9.5.Реакторы на быстрых нейтронах типа БН

9.5.1.Создание реакторов на быстрых нейтронах

Необходимость создания реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем была осознана в СССР в 1956 г. после неудачи проекта БР-2 – быстрого реактора, в котором в качестве теплоносителя использовалась ртуть. В ходе эксплуатации БР-2 были обнаружены коррозионные повреждения оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов), через которые плутоний попадал в теплоноситель. По этим причинам работа реактора БР-2 была прекращена.

На месте демонтированного БР-2 в здании № 85 ФЭИ был создан новый быстрый реактор БР-5. В качестве теплоносителя в нём был использован жидкий натрий, а в качестве топливного материала для первой загрузки – PuO2. Проектирование, изготовление оборудования, строительные работы и пусконаладочные операции были завершены в срок менее четырёх лет, и в 1959 г. БР-5 достиг проектной мощности 5 МВт (тепловых).

Перед проектировщиками реактора БР-5 была поставлена основная задача – отработать на практике элементы технологии будущих энергетических и военных быстрых реакторов: насосы, теплообменное оборудование, натриевое оборудование, топливные элементы, системы управления и защиты и многое другое. Поэтому расширенное воспроизводство плутония в БР-5 не предусматривалось.

В 1973 г. была проведена реконструкция реактора БР-5 с увеличением мощности до 10 МВт и преобразованием в реактор БР-10.

Следующим шагом в изучении работы реакторов на быстрых нейтронах было создание экспериментального энергетичес кого реактора БОР-60 мощностью 60 МВт, действующего с 1968 г. в НИИАР (г. Димитровград).

Первая опытно-промышленная установка двухцелевого назначения (выработка электроэнергии и опреснение морской воды) с первым в мире энергетическим реактором на быстрых нейтронах БН-350 была запущена в эксплуатацию в 1973 г. в г. Шевченко, ныне – г. Актау, Казахстан.

Современный этап развития реакторов на быстрых нейтронах характеризуется накоплением уникального опыта в процессе эксплуатации энергетического реактора БН-600 на Белоярской АЭС, который находится в эксплуатации c 1980 г.

257

Следующим этапом развития реакторов на быстрых нейтронах должен стать пуск в эксплуатацию 4-го энергоблока ядерного реактора БН-800 на Белоярской АЭС, который готовится к вводу в строй в 2014 - 2015 гг.

Отметим, что экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах появились в 1950-е гг. в ряде стран мира.

В 1960-80-е гг. работы по созданию промышленных реакторов на быстрых нейтронах активно велись в США, Японии и ряде европейских стран. К началу 1990-х гг. большинство этих проектов было прекращено из-за риска аварий и высоких эксплуатационных затрат. Последним в долгой карьере французского быстрого натриевого реактора «Феникс» (Phenix2009 г) стал 2009 г. Теперь в мире осталась единственная страна с действующим быстрым энергетическим реактором – это Россия и реактор БН-600 III-й блок Белоярской АЭС.

Однако в настоящее время к АЭС с реакторами на быстрых нейтронах вновь приковано внимание специалистов и общественности. Согласно оценкам, сделанным Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ) в 2009 г., общий объем разведанных запасов урана, расходы на добычу которого не превышают $130 за килограмм, составляет примерно 4,7 млн тонн.

Согласно оценкам МАГАТЭ, этих запасов хватит на 85 лет (если взять за основу потребность в уране для производства электроэнергии по уровню 2004 г.).

Содержание изотопа 235, который «сжигают» в тепловых реакторах, в природном уране – всего 0,72 %, остальное составляет «бесполезный» для тепловых реакторов уран-238.

Однако если перейти к использованию реакторов на быстрых нейтронах, способных «сжигать» уран-238, этих же запасов хватит более чем на 2500 лет!

Наибольший интерес к этому направлению проявляют азиатские страны (Индия, Япония, Китай, Южная Корея).

В Индии ведётся строительство натриевого реактора на быстрых нейтронах PBFR-500 мощностью 500 МВт, пуск которого намечен на 2014 г. На следующем этапе Индия планирует построить малую серию из четырёх реакторов на быстрых нейтронах той же мощности.

258

9.5.2. Принцип действия реактора на быстрых нейтронах

Воспроизводство ядерного горючего (делящихся ядер) является важной особенностью ядерной энергетики и ее принципиальным отличием от энергетики традиционной. Сжигая 1 кг загруженного в реактор делящегося материала, получают КВ кг нового (КВ – коэффициент воспроизводства).

В реакторах на тепловых нейтронах КВ < 1: в тяжеловодных – КВ < 0,8, в ВВЭР и РБМК – КВ ≈ 0,5. В реакторах на быстрых нейтронах в плутоний-плутониевом (Рu-Рu) топливном цикле КВ может достигать 1,5 – 1,7. При КВ > 1 может использоваться практически весь воспроизводящий материал – 238U, 232Тh. В этом случае и при использовании только 238U сырьевая база ядерной энергетики возрастает, по подсчетам специалистов, примерно в 140 раз. Вследствие воспроизводства ядерного горючего в реакторах на быстрых нейтронах ядерная энергетика имеет в долгосрочной перспективе принципиально более широкие возможности по сравнению с традиционными источниками энергии.

Для расширенного воспроизводства ядерного горючего (КВ > 1) используются реакторы на быстрых нейтронах (БР), охлаждаемые жидкими щелочными металлами (Nа, К), эвтектическим сплавом (Nа-К) и газами (Не, водяной пар, диссоциирующий газ N2O4). Из металлических теплоносителей для БР был выбран натрий как наиболее доступный, имеющий низкую замедляющую способность и обеспечивающий хорошую теплоотдачу с поверхности твэлов. По сравнению с другими жидкими металлами натрий обладает большей объемной теплоемкостью, наибольшей теплопроводностью и сравнительно малой плотностью. Реактор на быстрых нейтронах – ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией > 105 эВ.

В активную зону и отражатель реактора на быстрых нейтронах входят в основном тяжёлые материалы. Замедляющие ядра вводят в активную зону в составе ядерного топлива (карбид урана UC, двуокись плутония PuO2 и пр.) и теплоносителя. Концентрацию замедлителя в активной зоне стремятся уменьшить до минимума, так как лёгкие ядра смягчают энергетический спектр нейтронов. Прежде чем поглотиться, нейтроны деления успевают замедлиться в результате неупругих столкновений с тяжёлыми ядрами лишь до энергий 0,1—0,4 МэВ.

259

Сечение деления в быстрой области энергий не превышает 2 барн. Поэтому для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах необходима высокая концентрация делящегося вещества в активной зоне — в десятки раз больше концентрации делящегося вещества в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Несмотря на это, проектирование и строительство дорогостоящих реакторов на быстрых нейтронах оправданно, так как на каждый захват нейтрона в активной зоне такого реактора испускается в 1,5 раза больше нейтронов деления, чем в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Следовательно, для переработки ядерного сырья в реакторе на быстрых нейтронах можно использовать значительно большую долю нейтронов. Это главная причина, из-за которой проводят широкие исследования в области применения реакторов на быстрых нейтронах.

Отражатель реакторов на быстрых нейтронах изготовляют из тяжёлых материалов: урана–238 и тория–232 (232Th). Они возвращают в активную зону быстрые нейтроны с энергиями выше 0,1 МэВ. Нейтроны, захваченные ядрами 238U, 232Th, расходуются на получение делящихся ядер 239Pu и 233U.

Мощность реактора регулируется подвижными тепловыделяющими сборками, твэлами со стержнями из природного урана или тория. В небольших реакторах более эффективен как регулятор подвижный отражатель: ходом цепной реакции управляют, изменяя утечку нейтронов. Если слой отражателя удалять из реактора, то утечка нейтронов увеличивается, вследствие чего тормозится развитие цепного процесса, и наоборот. Наиболее эффективны подвижные слои отражателя на границе с активной зоной. Выбор конструкционных материалов для реакторов на быстрых нейтронах практически не ограничивается сечением поглощения, так как эти сечения в области быстрых энергий у всех веществ очень малы по сравнению с сечением деления. По этой же причине захват нейтронов продуктами деления мало влияет на загрузку ядерного топлива в реактор.

Повышенное воспроизводство ядерного горючего предполагает высокую долю топлива в активной зоне, что обусловливает высокие тепловые нагрузки и малый шаг размещения твэлов. При этом неравномерность тепловыделения сравнительно велика (максимальное тепловыделение превышает среднее в

1,5 – 2 раза).

260

9.5.3. Реактор БН-600

Реактор БН-600 имеет интегральную компоновку (рис. 9.10), то есть в корпусе реактора расположена активная зона, а также три петли первого контура охлаждения, каждая из которых имеет свой главный циркуляционный насос и два промежуточных

	теплообменника.			Теплоноси-
	телем служит жидкий натрий,
	который прокачивается через
	активную зону снизу вверх и
	разогревается с 370 до 550°С.
	Активная зона и зона вос-
	производства смонтированы в
	напорной камере, где расход
	теплоносителя распределяет-
	ся по топливным сборкам со-
	ответственно их тепловыделе-
	нию. Активная зона по торцам
	и периметру окружена экрана-
	ми – зоной воспроизводства,
	состоящей из сборок, запол-
	ненных двуокисью обедненно-
	го урана.
	Триста семьдесят топлив-
	ных сборок образуют три зо-
	ны с различным обогащением
	по урану-235 – 17, 21 и 26 %.
	Они	окружены		боковыми
	экранами (бланкетами), или
	зонами воспроизводства, где
	расположены сборки, содер-
	жащие обедненный или при-
	родный уран, состоящий в
	основном из изотопа 238. В
	торцах твэлов выше и ниже
	активной зоны также распо-					Рис. 9.10. Компоновка реактора
	ложены		таблетки	из	обед-	БН-600: 1 – активная зона; 2 – три
	ненного		урана, которые об-			петли первого контура охлаждения;
						3	–	циркуляционные	насосы;
	разуют торцевые экраны (зо-
						4	–	промежуточные	теплооб-
	ны воспроизводства).
						менники; 5 – трубопроводы вто-
	Тепловыделяющие сборки
						рого контура
	(ТВС)	представляют			собой

261

собранный в одном корпусе набор тепловыделяющих элементов (твэлов) – трубочек из специальной стали, наполненных таблетками из оксида урана с различным обогащением. Чтобы твэлы не соприкасались между собой и между ними мог циркулировать теплоноситель, на трубочки навивают тонкую проволоку. Натрий поступает в ТВС через нижние дросселирующие отверстия и выходит через окна в верхней части.

	В нижней ча-
	сти	ТВС		распо-
	ложен хвостовик,
	вставляемый				в
	гнездо		коллекто-
	ра, в верхней –
	головная			часть,
	за которую сбор-
	ку	захватывают
	при перегрузке.
	Топливные
	сборки различно-
	го	обогащения
	имеют		различ-
	ные	посадочные
	места,		поэтому
	установить сбор-
	ку на неправиль-
	ное место просто
	невозможно.
	Для управле-
	ния		реактором
	используются				19
	компенсирующих
	стержней,			содер-
Рис. 9.11. Реактор БН-600: 1 – опорный пояс;	жащих		бор		(по-
2 – корпус; 3 – насос; 4 – электродвигатель;	глотитель			ней-
5 – поворотные пробки; 6 – верхняя неподвижная	тронов) для ком-
защита; 7 – теплообменник; 8 – центральная ко-	пенсации			выго-
лонна с механизмами СУЗ; 9 – механизм пере-	рания		топлива,
грузки топлива	2 стержня			авто-

матического регулирования (для поддержания заданной мощности), а также 6 стержней активной защиты.

262

Поскольку собственный нейтронный фон у урана мал, для контролируемого запуска реактора (и управления на малых уровнях мощности) используется «подсветка» – фотонейтронный источник (гамма-излучатель плюс бериллий).

Корпус реактора (рис 9.11) 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.

Основные характеристики АЭС с реактором БН-600 приведены в табл. 9.6.

Таблица 9.6. Основные характеристики АЭС с реактором БН-600

Основные характеристики	Реактор БН-600
Год ввода в эксплуатацию	1980
Тепловая мощность, МВт	1500
Электрическая мощность, МВт	600
Материал оболочек твэлов	Аустенитная сталь
Плотность теплового потока в активной зоне ли-
нейная, кВт/м:
максимальная	47
средняя	32
Температура натрия на входе в реактор, 0С	380
Температура натрия на выходе из реактор, 0С	550
Расход натрия в первом контуре, т/ч	24000
Температура натрия на входе в промежуточный	320
теплообменник, 0С
Температура натрия на выходе из промежуточного	520
теплообменника, 0С
Давление пара на выходе из парогенератора, МПа	14,0
Температура пара на выходе из парогенератора, 0С	505
Температура промежуточного перегрева пара, 0С	505
Давление после промежуточного перегрева, МПа	2,9
Паропроизводительность, кг/с (т/ч)	551 (1980)
Число и тип турбин, подключенных к реактору	3хК-200-12,8
Температура питательной воды, °С	240

263

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

Вотличие от тепловых реакторов в реакторе БН-600 сборки находятся под слоем жидкого натрия, поэтому извлечение отработавших сборок и установка на их место свежих (этот процесс называют перегрузкой) происходит в полностью закрытом режиме.

Вверхней части реактора расположены большая и малая поворотные пробки (эксцентричные относительно друг друга, то есть их оси вращения не совпадают). На малой поворотной пробке смонтирована колонна с системами управления и защиты, а также механизмом перегрузки с захватом типа цангового. Поворотный механизм снабжен «гидрозатвором» из специального легкоплавкого сплава. В нормальном состоянии он твердый, а для перезагрузки его разогревают до температуры плавления, при этом реактор остается полностью герметичным, так что выбросы радиоактивных газов практически исключены.

Процесс перегрузки одной сборки занимает до часа, перегрузка трети активной зоны (около 120 ТВС) занимает около недели (в три смены), такая процедура выполняется каждую микрокампанию (160 эффективных суток в пересчете на полную мощность).

264