20:11 

БН-800

Lollia Paulina
"The future seems so... clear."
Энергетический пуск энергоблока № 4 Белоярской АЭС с реактором БН-800 состоялся. Таким образом, у нас теперь есть два энергетических реактора на быстрых нейтронах. Хотя пока что они оба являются опытно-промышленными, и не в полной мере эти технологии можно назвать доступными и недорогими для получения ЭЭ, тем не менее оба блока с БН вырабатывают вполне реальную ЭЭ в ЕЭС. В честь этого события эльдарко таки осилила написать кратко об особенностях проекта БН и рассказать о кое-каких его особенностях. Честно, я старалась сделать как можно короче, но невозможно влить море в напёрсток. Поэтому даже тезисно и схематично получилось довольно много букв.

Проект БН-800 имеет много общего с БН-600. Это дальнейшее развитие серии реакторов на быстрых нейтронов БН, научным руководителем которых является ФЭИ, конструкторами – ОКБМ им. Африкантова и СПб АЭП. Поэтому далее буду пользоваться картинками БН-600, если не получиться найти таких же красивых для БН-800.


Общие сведения

Источником энергии энергоблока является реактор на быстрых нейтронах. Для энергоблоков с БН «сакральным» числом является 3. Передача тепла от реактора к турбоустановке энергоблока осуществляется по трехконтурной схеме. РУ – трёхпетлевая, имеет в составе три промежуточных теплообменник, три ГЦН-1 и -2 (в первом и втором контурах). В первом и втором контурах в качестве теплоносителя используется натрий, а в качестве рабочего тела в третьем контуре используются вода/пар. Необходимость введения промежуточного второго контура в БНах обусловлена высокой активностью натрия первого контура, а также необходимостью исключить возможность попадания воды-пара в реактор при течи парогенератора.
Основные технические характеристики энергоблока № 4 Белоярской АЭС:
• электрическая мощность 890 МВт;
• тепловая мощность 2100 МВт;
Параметры первого контура:
• температура натрия на входе в реактор 354 ºС;
• температура натрия на выходе из реактора 547 ºС;
• давление в газовой полости реактора 0,054 МПа (изб.).
Параметры третьего контура:
• температура питательной воды на входе в ПГ 210±5º С;
• температура перегретого пара на выходе из ПГ 495±5 ºС;
• давление перегретого пара на выходе из ПГ 13,7±0,3 МПа.


Как видно из характеристик, в отличие от водяных реакторов в БН нет высокого давления в первом контуре, всего каких-то 0,154 МПа (абс.) или 1,52 атмосферы в газовом объёме (в натрии больше с учётом веса столба жидкого натрия), а не 160 атм и не 75 атм в водяных реакторах. Это значит, что меньше вероятность разрушения реакторного контура и корпуса, т.е. установка безопасней. разработчики любят приводить этот аргумент в качестве одного из основных достоинств своей установки. ;) Кроме того, натрий не агрессивен по отношению к металлам с точки зрения коррозии, а значит он не вызывает повреждения оборудования по этой причине. Кислород в корпусе реактора вообще исключён, всё, что не занято натрием, заполнено аргоном. Кроме того, как утверждают радиационщики, при возможной разгерметизации твэлов в активной зоне, реакторный йод вступает в реакцию с натрием и образует нелетучие соединения, следовательно выход йода и распространение его в атмосфере значительно снижено.

РУ БН трёхпетлевая, т.е. каждый из трёх контуров разделён на три параллельных потока (петли), в равной мере участвующих в передаче тепла от реактора к турбоустановке энергоблока. При этом главные циркуляционные насосы (ГЦН) первого контура работают на общую напорную камеру реактора, от которой запитана активная зона, а петли второго контура - автономны. Принципиальная схема энергоблока с БН показана на рисунке. Схема энергоблока с БН. Первый контур выделен серым цветом, второй жёлтым, а третий – синим.


1- Реактор;
2 - Главный циркуляционный насос 1 контура;
3 - Промежуточный теплообменник;
4 - Тепловыделяющие сборки;
5 - Парогенератор;
6 - Буферная и сборная ёмкости;
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 в энергосистему.
В состав каждой петли первого контура входят два промежуточных теплообменника (ПТО) «натрий-натрий», ГЦН первого контура со встроенным обратным клапаном и два напорных трубопровода от насоса к напорной камере реактора. Участок трассы первого контура от напорной камеры до входа в промежуточные теплообменники является общим для всех трех петель.

Циркуляция теплоносителя в первом контуре осуществляется следующим образом. Натрий, нагретый в реакторе, поступает в общую сливную полость над активной зоной, откуда подается к шести промежуточным теплообменникам через проходы в радиационной защите, окружающей центральную часть реактора. Далее натрий поступает в верхние части трубных пучков теплообменников, проходит по их межтрубному пространству, отдавая свое тепло натрию второго контура, проходящему противотоком внутри трубок теплообменников, выходит в три раздельные сливные камеры. Каждая камера объединяет сливающийся из двух теплообменников натрий. Эти камеры уже находятся в корпусе реактора. В каждую сливную камеру погружен один из трёх ГЦН. Натрий насосом первого контура по двум напорным трубопроводам подается в напорную камеру реактора и распределяется по ТВС активной зоны и зоны воспроизводства при помощи дроссельных устройств, выполненных в хвостовиках ТВС.

Реактор, первый контур

Трудно просто так представить, как работает первый контур, не видя его схемы, см. ниже. Мы всё пытались выяснить, какого же типа реактор БН? Корпусной? Вроде бы да, корпус наличествует. Кроме того, в БН-600 и -800 используется так называемая интегральная компоновка, когда оборудование первого контура попросту погружено в сам теплоноситель, и находится внутри корпуса реактора. Поэтому БН-600 и -800 можно смело записывать в реакторы бассейнового типа. Первые БН-350 имели петлевую компоновку, т.е. у них, как и у ВВЭР, из корпуса выходили патрубки, по которым натрий поступал на ГЦН, потом в теплообменник и обратно, в корпус и активную зону реактора. Но конструкторы решили, что интегральная схема выгодней и надёжней, исключает потери тепла и лишние протечки высокоактивного натрия 1-го контура, и засунули его весь в корпус. Тут надо заметить, что сам корпус реактора и все натриевые трубопроводы – двойные. Они дублируются страховочными кожухами, имеющими равную прочность с основными.

Тип реактора - ядерный реактор на быстрых нейтронах с интегральной компоновкой основного оборудования. Рабочая среда: теплоноситель - натрий; защитный газ, находящийся над уровнем теплоносителя - аргон; тип топлива – урановое оксидное и смешанное уран-плутониевое оксидное (МОХ - Mixed-Oxide fuel UО2 + PuО2) топливо. В БН-800 используется как чистый диоксид урана в классическом исполнении, так и смешанное уран-плутониевое топливо в виде привычных таблеток, так и виброуплотнённое топливо. В БН-600 сейчас проходят испытания экспериментальных твэлов перспективного нитридного уран-плутониевого топлива.

Кроме натрия, реактор над поверхностью теплоносителя и между страховочными кожухами заполнен аргоном, который является инертным газом и не вступает в реакцию с натрием.

Реактор размещен в бетонной шахте диаметром 15 м с нижним опиранием корпуса на фундаментную опору, расположенную на дне шахты. Сверху шахту реактора перекрывает верхняя неподвижная защита (ВНЗ), обеспечивающая защиту обслуживающего персонала и конструкций, находящихся выше ВНЗ, от радиационного и температурного воздействий. В зазоре между стальной облицовкой шахты и теплоизоляцией страховочного корпуса размещены кольцевые площадки для удобства монтажа и обслуживания корпуса реактора и ВНЗ при эксплуатации.


Монтаж БН-800. Видны корпуса 3-х ГЦН и по бокам от них – корпуса 6-ти ПТО.


Одной из особенностей натриевых реакторов являются так называемые баки-вытеснители. В состав внутрикорпусных конструкций реактора входят два вытеснителя, предназначенные для обеспечения необходимого нейтронного потока на забаковые ионизационные камеры и расположенные на уровне центра активной зоны. Вытеснители представляют собой цилиндрические пустотелые двустеночные баки с эллиптическими днищами. Внутренние полости баков заполнены аргоном. Снаружи вытеснители находятся в контакте с теплоносителем первого контура. Эти вытеснители нужны для того, чтобы нейтронный поток, который поступает на камеры, не ослаблялся натрием, и показаний ИК были точнее. Данные камеры являются основными приборами, с помощью которых контролируется нейтронный поток в реакторе, а, стало быть, его мощность.


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.

По сравнению с тепловыми реакторами, у БН довольно компактная активная зона. Геометрические размеры активной зоны: диаметр 2,51 м и высота столба топлива 0,9 м (для сравнения высота активной зоны ВВЭР-1000 – 3,5 м, диаметр - 3,12 м, активная зона РБМК-1000: высота - 7 м, диаметр - 12 м). Обогащение топлива в БН-800 по урану-5 и плутонию-9 составляет 18,5-24%, 19% соответственно.

В реакторах типа БН используется более сложное профилирование топлива, нежели в ВВЭР и РБМК. Активная зона БН состоит из нескольких зон: зоны малого обогащения, зоны среднего обогащения, зоны высокого обогащения, которые сверху и снизу окружены зонами воспроизводства – боковой, верхней и нижней. В качестве воспроизводящего материала используется обеднённый уран по изотопу U-235, по сути – отвальный уран, который получается после обогащения топлива для тепловых реакторов. Смысл воспроизводства таков: уран-238 активно поглощает нейтроны, образующиеся при делении высокообогащённого топлива (урана-5 и плутония-9), и после ряда чудесных превращений, как-то

238U + n → 239U →(23 мин)→ 239Np →(2,3 сут)→ 239Pu и др.

получается хорошо делящийся нечётные нуклиды плутония-239, -241, которые можно использовать в качестве топлива.

Как говорят, уран создал Эру, а Мелькор – плутоний. Поэтому чистый плутоний в силу его нейтронно-физических характеристик (не будем вдаваться в подробности, если кратко то плутоний хорош для бомбы, но плох для реактора, в то время как уран наоборот) пока что в реакторах использовать не получится, только в смеси с ураном.

Плутоний в природе не встречается, уже не встречается. Хотя, несомненно, когда-то он был, но взял и распался ещё до появления человека как биологического вида, а, возможно, и до появления жизни на Земле, точно не выясняла, ибо у плутония периоды полураспада и по альфа-распаду и спонтанному делению меньше, чем у урана. Из Pu-239, кстати, при альфа-распаде получается ценный U-235. Таким образом, в БН нарабатывается плутоний, причём в силу свойств реактора на быстрых нейтронах, практически чистый Pu-239 (с небольшой примесью безблагодатного 240-го), который является наиболее полезным для изготовления ядерного топлива.

В реакторе БН имеется внутриреакторное хранилище отработавшего топлива, в котором ОТВС выдерживаются перед выгрузкой из реактора с целью снижения остаточных тепловыделений. Это хранилище располагается на периферии активной зоны, см. картинку выше.

В приреакторный бассейн выдержки, заполненный водой, во время перегрузки реактора поступают отмытые от теплоносителя (натрия) отработавшие тепловыделяющие сборки (ОТВС), а так же сборки стальной и борной защиты, стержни и гильзы СУЗ.

Сборка БН чехловая, шестигранная. Внутри по треугольной решётке располагаются 127 твэла. Конструкции сборок различаются в зависимости от типа (урановое, МОХ в таблетках или виброуплотнённое) использованного в них топлива. Под оболочкой твэл заполнен гелием. Решётка с пучком твэл крепится внутри шестигранного чехла контактной сваркой. Верхние наконечники твэл не закреплены и имеют возможность продольного перемещения при температурном расширении и радиационном распухании. На наружной поверхности оболочки твэла навита дистанционирующая проволока.

Так как в БН нет задачи замедлять нейтроны, ТВС для БН изготавливаются из стали вместо циркония, суть применения которого в тепловых реакторах в том,что он имеет малое сечение поглощения тепловых нейтронов. В быстрой области сечения поглощения нейтронов различными конструкционными материалами практически одинаковы и невелики. Так что в БН нет ограничений на использование в качестве реакторного материала стали, которая обладает лучшими технологическими и прочностными характеристиками по сравнению со сплавами циркония.

Поскольку натрий непрозрачен, и перегрузка топлива в БН происходит «вслепую», в реакторе имеется система горизонтального звуковидения, которая предназначены для контроля пространственного расположения элементов активной зоны, устройств системы перегрузки и СУЗ при выполнении перегрузки реактора. Принцип такой же, как в эхолокации. Имеются датчики устройств звуковидения и программно-технический комплекс для обработки сигналов.

Система управления и защиты БН-800 выполнен также в виде поглощающих стержней, содержащих карбид бора в качестве поглощающего материала. Функционально стержни СУЗ разделены на регулирующие, компенсирующие и стрежни аварийной защиты. Регулирующие и компенсирующие стержни частично погружены в активную зону, стержни АЗ во время эксплуатации находятся наверху в режиме ожидания, и вводятся по сигналу АЗ. Обе этих группы стрежней (РС+КС и АЗ) управляются независимо и представляют собой две системы останова. Каждая из них способна заглушить реактор при необходимости. Кроме того в БН имеется третья система – так называемая ПАЗ (пассивная аварийная защита), функция которой – заглушить реактор при ЗПА в случае несрабатывания первых двух систем.

Как следует из названия, принцип срабатывания ПАЗ не требует воздействия на исполнительные механизмы. Они вводятся в активную зону сами при снижении расхода натрия. В верхнем положении стержни ПАЗ удерживаются с помощью гидравлического взвешивания, т.е. по сути всплытия за счёт перепада давления. Гидравлическое взвешивание стержней ПАЗ в верхнем рабочем положении в раскрытых захватах обеспечивается соответствующим выбором расхода натрия через зазор между каналом направляющей трубой гильзы, расположенной над активной зоной, и рабочим звеном стержня. Начало падения стержня в активную зону при остановке ГЦН-1 обеспечивается при расходе менее 0,5 Gном. Требуемое по условиям ядерной безопасности удержание стержней ПАЗ в активной зоне в нижнем рабочем положении после срабатывания или при перегрузке обеспечивается путём перераспределения большей части расхода теплоносителя через перепускные отверстия в нижней части удлинительного звена и далее внутрь стержня до выпускных отверстий в головке стержня. Так что отказ этой системы из-за несрабатывания исполнительных механизмов практически исключён.

Во время пуска энергоблока при увеличении мощности реактора и, соответственно, расхода натрия через активную зону стержень ПАЗ перемещается вверх в захвате исполнительного механизма и появляется сигнал «стержень в захвате». После выхода в стационар захват со стержнем расцепляется. ГЦН-1 обеспечивают гидравлическое взвешивание стержней ПАЗ в диапазоне от 0,1 до 100 % номинальной мощности реактора.

Второй контур

Каждая петля второго контура полностью автономна и включает в себя следующее оборудование, соединенные трубопроводами: два промежуточных теплообменника (ПТО), парогенератор, главный циркуляционный насос второго контура (ГЦН-2), воздушные теплообменники (САРХ ВТО) с электромагнитными насосами.

Парогенератор на БНах тоже особенный, не похож ни на какой другой, используемых в АЭ. Мало того, что в нём теплоносителем являются натрий, который передаёт тепло воде третьего контура, парогенератор - прямоточный теплообменный аппарат, состоящий из десяти параллельно включенных по рабочим средам секций. Каждая секция автономна. Секция ПГ состоит из двух теплообменных модулей - испарителя и пароперегревателя, объединенных трубопроводами обвязки по воде, пару и натрию. Каждая секция снабжена запорной, отсечной, сбросной, регулирующей и предохранительной арматурой, воздушниками, трубопроводами дренажа, сдувок и подвода азота, оснащена системой электрообогрева с теплоизоляцией и необходимыми КИП.

Да, несомненное преимущество натрия как теплоносителя для РУ по сравнению с водой является тот факт, что на выходе можно получить хорошо перегретый пар, в отличие от слабоперегретого или насыщенного, который крутит турбины на других АЭС с водяным теплоносителем. Перегретый пар значительно улучшает условия работы турбины, что, в итоге, сказывается на её КПД, и, следовательно, экономических показателях.

Ко второму контуру подключен бак буферный натриевый (ББН), который предназначен для компенсации температурного расширения натрия при его разогреве при повышении мощности РУ и для приёма и первичной сепарации продуктов взаимодействия воды/пара с натрием при разуплотнении теплообменной поверхности ПГ.

Циркуляция натрия второго контура осуществляется следующим образом: из ББН с помощью ГЦН-2 натрий при температуре 309 С через «холодную» ветку трубопроводов II контура, подается через центральную опускную трубу ПТО в их нижние камеры, откуда через распределительную решетку поступает в трубки. Пройдя снизу вверх внутри трубок, натрий второго контура нагревается до температуры 505 С от натрия первого контура, омывающего трубки снаружи, и поступает в верхние камеры ПТО, а из них - к выходным патрубкам ПТО, см. картинку с тепловой схемой энергоблока выше.

От ПТО теплоноситель по «горячей» ветке трубопровода второго контура подается к раздающему коллектору парогенератора, откуда по отдельным трубам с отсечными задвижками поступает в межтрубное пространство пароперегревателей каждой секции. Пройдя снизу вверх пароперегреватели, натрий поступает в межтрубное пространство испарителей и движется сверху вниз. Натрий, выходящий из испарителей, по отдельным трубопроводам с отсечными задвижками направляется в ББН, откуда поступает во всасывающий патрубок ГЦН-2.

Система аварийного расхолаживания реактора для БН – САРХ ВТО

Параллельно парогенератору к трубопроводам второго контура через общий коллектор подключена система аварийного расхолаживания реактора (САРХ), состоящая из трёх автономных каналов (по одному на каждую петлю). САРХ является системой безопасности и предназначена для отвода тепла от реактора в случае потери штатных каналов (отвод тепла к третьему контуру). В состав канала САРХ в каждой петле реакторной установки входят:

• воздушный теплообменник двухсекционный, с воздушными шиберами;
• два электромагнитных насоса (ЭМН);
• натриевые трубопроводы обвязки воздушных теплообменников (ВТО) и ЭМН с арматурой;
• электрообогрев и теплоизоляция.

Циркуляция натрия в каждом канале САРХ в режиме функционирования обеспечивается ЭМН: один - в работе, один - в резерве. На входе и выходе каждого ВТО установлены шиберы. При работе САРХ в режиме расхолаживания входные шиберы открыты. С помощью регулирующей секции выходного шибера осуществляется управление расходом воздуха через ВТО с целью поддержания требуемой температуры натрия на выходе из ВТО при закрытой рабочей секции. В режиме готовности САРХ к расхолаживанию шиберы закрыты. Для отвода остаточного тепловыделения от реактора достаточно работы двух каналов САРХ (двух ВТО).
Примерно такое же решение применено в воздушном СПОТ ПГ нового блока Нововоронежской АЭС-2 с реактором ВВЭР-1200, за исключением насосов, поскольку там по трубкам циркулирует вода и пар, а не однофазный натрий, что улучшает естественную циркуляцию. Кроме того, по условиям задачи для ВВЭР эта система должна являться полностью пассивной.

Собственно, САРХ является моей любимой системой в БНах. Поскольку охлаждать натрий водой опасно из-за протечек и бурной реакции Na+H2O было принято вот такое изящное конструкторское решение отводить тепло от натриевого контура через воздушные теплообменники. И эта система имеет место быть уже много лет, в то время как воздушные СПОТы для ВВЭР и т.п. подаются как эдакая техническая новинка в блоках поколения 3+. Да, САРХ является активной системой, т.е. для успешной работы ей нужен подвод энергии для работы насосов, прокачивающих натрий по трубкам теплообменников. В то же время циркуляция воздуха через ВТО - естественная, с помощью вытяжной трубы. Подвод и отвод воздуха от ВТО выполнен по индивидуальным для каждого канала САРХ через ВТО подводящим и отводящим воздуховодам и вытяжным трубам.

Тут стоит упомянуть о том, для чего нужна система электрообогрева. Поскольку натрий - металл с температурой плавления 97,81°C, и при остывании он может запросто застыть. В реактор его заливают в жидком состоянии и далее, в процессе эксплуатации энергоблока поддерживают его в жидкой фазе. Что б натрий недайбох не "замёрз" в трубопроводах в период, когда реактор не работает и теплоноситель не нагревает, предусмотрены специальные электрообогреватели, которые не дают натрию остыть ниже температуры плавления.

Противопожарная защита

Как известно, натрий на воздухе быстро окисляется, а горячий жидкий натрий – хорошо горит в присутствии кислорода. Для РУ с БН особое внимание уделяется противопожарной защите в случаях возможных протечек натрия из трубопроводов, выведенных за пределы корпуса реактора. При разгерметизации оборудования, содержащего натрий, например канала САРХ вне корпуса ВТО и др., вытекающий натрий загорается. Часть натрия, сохраняющая жидкое состояние, растекается по поддонам пожаротушения, установленным на полу помещения, содержащего натриевые трубопроводы и оборудование. По наличию дыма, появлению радиоактивных аэрозолей в вытяжном воздухе, по повышению температуры воздуха в помещении персонал производит - в зависимости от характера течи – отключение аварийного оборудования или отключение петли РУ, и дренаж теплоносителя из аварийного оборудования в сосуды второго контура. Специальная конструкция крышек поддонов с гидрозатворами пропускает натрий и препятствует попаданию в поддон воздуха после слива натрия. В результате быстрого выгорания первоначально находившегося в поддоне кислорода горение натрия прекращается.

Поскольку натрий водой не тушат, это всё равно, что обычный пожар тушить керосином, системы пожаротушения в БН в помещениях, содержащих оборудование с натрием, подают азот или огнегасительный порошок.

Третий контур, турбоустановка

Пар, генерируемый в ПГ с параметрами 13,7 МПа абс. и 495°С, направляется в турбину. Общие паропроводы острого пара от каждого из трёх парогенераторов объединяются общеблочной перемычкой, от которой по четырём трубопроводами пар подводится к двум блокам клапанов высокого давления турбины, состоящим из одного стопорного клапана и двух регулирующих. На паропроводах от каждого парогенератора установлены главные паровые задвижки ГПЗ-1; на паропроводах подвода к стопорным клапанам главные паровые задвижки ГПЗ-2. Перед ГПЗ-1 предусматриваются отводы пара к быстродействующим редукционно-охладительным установкам сброса пара в конденсатор турбины.

Турбоустановка состоит из турбогенератора (турбина марки К-800-130/3000 и генератор марки Т3В-890-2А со вспомогательными системами), системы регенеративных подогревателей низкого и высокого давления; систему основного конденсата, конденсатные насосы первой и второй ступеней, систему сепарации и промежуточного перегрева, систему вакуумирования. Третий контур работает практически также, как и на обычных АЭС с РУ на тепловых нейтронах. Конструктивная формула турбоустановки также характерна для АЭС – 1 ЦВД (цилиндр высокого давления) + 3 ЦНД (цилиндр низкого давления). Хотя, конечно, обычно используют 4 ЦНД в связи с тем, что для турбин на насыщенном паре нужны большие объёмы при низких давлениях, чем на перегретом. Электрическая мощность на клеммах генератора в номинальных условиях 890 МВт. Параметры острого пара перед турбиной составляют – температура 485оС, давление 12,75 МПа (по сравнению с АЭС на тепловых нейтронах – температура 280°С и давление менее 7,0 МПа).

Полное обесточивание с отказом всех средств воздействия на реактивность

Наиболее тяжёлой аварией для БН принимается полное обесточивание энергоблока с отказом функции на заглушение реактора. Надо заметить, что такое событие крайне маловероятное с учётом имеющихся на БН-800 трёх независимых систем останова, но раз ПБЯ требуют, авария с разрушением активной зоны должна быть рассмотрена. Выполненный расчётный анализ запроектной аварии c исчезновением системного и аварийного энергоснабжения с одновременным отказом всех органов воздействия на реактивность позволил оценить масштаб повреждения активной зоны реактора, величину возможного выхода радиоактивности в окружающую среду, а также дозовую нагрузку на население.

Согласно расчёту, общая масса расплавленного топлива достигает ~500 кг, доля поврежденных твэлов составляет примерно 1/2 от общего количества твэлов в активной зоне реактора БН-800.

Процесс расплавления компонентов активной зоны сопровождается их интенсивным взаимодействием с жидким теплоносителем, образованием парового пузыря с резким ростом давления на его границе с последующим расширением пузыря с падением давления на его границе. Импульсы давления достигают внутрикорпусных конструкций и корпуса реактора, однако не приводят к повреждению корпуса. Последующий послеаварийный отвод тепла от фрагментов разрушенной активной зоны не приводит к проплавлению корпуса кориумом. Таким образом, продемонстрировано сохранение целостности конструкций бака реактора в рассматриваемой запроектной аварии.

Максимальные дозы облучения населения в условиях рассматриваемой запроектной аварии на границе ближайшего населенного пункта (г. Заречный, 3 км от АЭС) составят ~8 мГр за первые 10 суток после возникновения аварии и ~14 мЗв за первый год после аварии, что не так уж мало, учитывая то, что годовая доза облучения населения не должна превышать 1 мЗв. Однако выполнением мероприятий по защите можно значительно снизить эту дозу. При таких значениях доз, в соответствии с нормативом НРБ-99/2009, исключается необходимость эвакуации или отселения населения, однако другие меры по защите населения в начальный период аварийной ситуации и на более поздней стадии (укрытие, ограничение потребления загрязненных продуктов питания и питьевой воды) должны быть приняты с учётом реальной радиационной обстановки.

Мифы о быстрых реакторах

Ну и в заключении стоит немного сказать о довольно таки распространённых представлениях, циркулирующих о быстрых реакторах в разных источников, вплоть до пресс-релизов РЭА (пишут их, скорее всего, не специалисты, а пресс-секретари зачастую брешут, как сивые мерины).

Миф № 1. БН замыкают топливный цикл, в результате чего запасы ядерного топлива становятся практически неограниченными.

Ну, это не совсем так. Коэффициент воспроизводства в быстрых реакторах действительно может быть более 1, что означает наработку нового топлива больше, чем деления топливных ядер. В быстрых реакторах возможно вовлечение в топливный цикл ныне бесполезного урана-238, которого как бэ дофига, и в отвалах обогатительных комбинатов, и в отработавшем топливе тепловых реакторов. Однако подпитка по урану-238 и урану-235 для БН необходима, и этот уран также добывается из-под земли, что, как не крути, приводит к расходованию запасов природного урана. Поскольку в настоящее время переход на чисто плутониевое топливо невозможен, обогащение природного урана по изотопу 235 также никто не отменял. Тем не менее, использование урана-238 для получения плутония-239 и применение смешанного уран-плутониевого топливо позволяет увеличить запасы ядерного топлива на несколько тысяч лет, что, в целом, позволяет говорить о практически неограниченном источнике в обозримом будущем, если неумное человечество вообще протянет ещё хотя бы 1000 лет... А там, возможно, и термояд освоят в промышленных масштабах.

Миф № 2. Быстрые реакторы снижают количество радиоактивных отходов.

Авотфиг. То, что некоторые товарищи называют отходами – отвальный уран – никакой не отход. Снова та же путаница ядерных материалов с радиоактивными отходами. Ну да, уран-238 сам по себе слабо альфа-активен и испытывает несущественное спонтанное деление с выходом как нейтронов, так и радиоактивных продуктов деления. Помните скандал с использованием сердечников снарядов из обеднённого урана? Само по себе нахождение тяжёлых металлов, а особенно урана в почве, на которой возможна с/х деятельность не есть хорошо, это однозначно. Однако насколько активен уран-238 и опасен в обращении этот пример прекрасно иллюстрирует. Т.е. если не употреблять его внутрь, то практически не опасен. На ВРАО явно не тянет. Так вот, быстрые реакторы позволяют уменьшить количество именно этих «отходов». А также выделять и использовать уран-238, недовыгоревший уран-235 и наработанный плутоний из ОТВС тепловых реакторов. Однако, поскольку в БН также, как и в других ядерных реакторах, для производства энергии используется деление ядер, то все радиоактивные цепочки продуктов деления остаются такими же. И накопление в отработавшем топливе радиоактивных продуктов деления, которые уже не являются ни ядерным материалом, ни топливом для реакторов, и есть суть в чистом виде высокоактивные РАО, никак не отменяется. Кроме того, активация теплоносителя, реакторных материалов нейтронами в БН также имеет место быть. Таким образом, БН никак не отменяет проблему обращения с РАО, их там вряд ли будет меньше, чем на обычных АЭС с водяным теплоносителем.

Миф № 3. Быстрые реакторы сжигают оружейный плутоний и способствуют нераспространению ЯО.

Как сжигают, так и нарабатывают. А уж если военным понадобится плутоний, они его наработают не только в БН, у них есть и свои каналы. Вы таки будете смеяться, но плутоний, полученный в графитовых реакторах с мягким тепловым спектром нейтронов получается по изотопному составу для ЯО куда лучше, чем в быстрых реакторах. Однако наковырять плутония, при желании, можно из любого отработавшего ЯТ. )) Одна из миссий МАГАТЭ, наверное, самая главная, заключается именно в контроле отработавшего топлива в странах, эксплуатирующих АЭС, дабы те не продавали его «налево», каким-нить ИГИЛам.

Миф № 4. БН безопасней реакторов на тепловых нейтронах.

Можно сказать, что почти не миф. Действительно, в БН:
- низкое давление в натриевых контурах;
- есть пассивные системы безопасности;
- двойные трубопроводы и корпуса содержащего натрий оборудования;
- первый контур не знает, что делает третий, так как возмущения третьего контура практически не влияют на работу первого, что исключает влияние возмущений третьего контура на стабильность работы реактора, теплоотвод успешно осуществляется и через второй контур;
- события, которые в реакторах на тепловых нейтронах называются проектными авариями, в БН всего лишь незначительные нарушения нормальной эксплуатации, которые могут даже не требовать заглушения реактора, только отсечения аварийного оборудования и т.п.

Однако всё это достигается также за счёт экономических показателей. Пока что быстрые натриевые реакторы золооотые. Тем не менее, все технологии, которые сейчас обычны, некогда были очень дороги и малодоступны, те же компьютеры и сотовая связь, к примеру. И это значит, что отрабатывать и совершенствовать технологии быстрых реакторов можно и нужно. Для этого необходимо строить и работать с этими установками, ибо невозможно научиться плавать, стоя на берегу.

На сём, пожалуй, закончу. Респект всем, кто дочитал. Any questions?



Так что 10 декабря 2015 г. вписана новая страница в историю АЭ. Теперь во всех справочниках по АЭ и в документации БН-800 будет указана эта дата первого энергетического пуска энергоблока № 4 Белоярской АЭС. По этому поводу не могу не сказать, что этот день мы отдаляли, как могли. Физ.пуск и энергетический пуск откладывались раза два. ;) Но таки это произошло, Белоярцев можно поздравить с успешной синхронизацией и пожелать долгих лет безаварийной работы. :wine: Писать о вводе в работу новых блоков куда приятнее, чем о закрытии, так что, надеюсь, не последний. Там ещё первый блок Нововоронежа-2 и четвёртый блок Ростовской АЭС на подходе.

@темы: Работа, На передовых рубежах, Интересная ссылка, Взгляд с орбиты

URL
Комментарии
2015-12-15 в 12:20 

J.Foks
Отличная статья. Очень подробно все описано. Возникло куча вопросов, но все ответы я нашел в тексте по мере прочтения.

Кислород в корпусе реактора вообще исключён, всё, что не занято натрием, заполнено аргоном. Кроме того, как утверждают радиационщики, при возможной разгерметизации твэлов в активной зоне, реакторный йод вступает в реакцию с натрием и образует нелетучие соединения, следовательно выход йода и распространение его в атмосфере значительно снижено.
Так аргон сам по себе очень летуч, он не может утечку создать?

Смотрю на картинку, малая поворотная пробка с механизмом погрузки меньшего диаметра, чем вся активная зона? Или это мне кажется. Такое чувство, что внутриреакторное хранилище отработавшего топлива находится вне пробки.

Пока что быстрые натриевые реакторы золооотые. Тем не менее, все технологии, которые сейчас обычны, некогда были очень дороги и малодоступны, те же компьютеры и сотовая связь, к примеру. И это значит, что отрабатывать и совершенствовать технологии быстрых реакторов можно и нужно. Для этого необходимо строить и работать с этими установками, ибо невозможно научиться плавать, стоя на берегу.
Это получается строить новые реакторы. А будут ли в будущем технологии по замене старых ректоров на новые или это в принципе не целесообразно?

2015-12-15 в 15:18 

Lollia Paulina
"The future seems so... clear."
J.Foks,

при нормальной эксплуатации с аргоном разобрались. Основной радиоактивный изотоп Ar-41, образующийся при активации стабильного Arб имееет период полураспада 110 мин. Кроме него есть ещё Ar-39, у которого период полураспада почти 300 лет (!!!), однако наработка этого нуклида не велика, и определяется примесями калия в натрии. Кроме того, образуется ещё радиоактивный Kr-85 с периодом полураспада почти 11 лет. Газ из реактора при перегрузках поступает в систему сдувок и ресиверы выдержки "грязного" аргона. Там он выдерживается не менее 110 суток, чтобы распался основной Ar-41, который даёт наибольший вклад в активность. После этого активность сдувки, будут полностью определяться долгоживущим Кг-85 с активностью 1,1×1012 Бк, что ниже контрольного суточного выброса 1,9 ТБк по СП АС-03. Сдувка происходит также не напрямую, а через соответствующие аэрозольные фильтры. Так что указана цифра, что можно получить по максимуму, однако опыт эксплуатации БН-600 показал, что можно работать практически без каких-либо выбросов активности в атмосферу от РБГ. Что покажет опыт эксплуатации БН-800, посмотрим. Но нормы превышать им никто не даст.

Это при нормальной эксплуатации. Если же будет иметь место аварийная ситуация с разгерметизацией газового обрудования с "грязными" сдувками, то радиоактивный аргон и иже с ним, конечно же, улетит в атмосферу. К счатью, РБГ не столь страшны, как йод. Они не встраиваются в организм, т.е. облучение будет единовременным, пока ветром не сдует. А вот йод у нас накапливается в щитовидке, и будет там жечь изнутри до тех пор, пока не распадётся.

В идеале бы, конечно, использовать вместо аргона гелий, его радиоактивные изотопы настолько короткоживущие, что не успеешь глазом моргнуть, как уже распались. Но он а) слишком летуч, просачивается в любую, даже микронеплотность, б) дорог в производстве. У гелия также прекрасная теплопроводность, мог бы быть хорошим теплоносителем в газовых реакторах, но по вышеуказанным причинам пока что используется мало.


А зачем пробке быть по величине равной активной зоне? Смысл всей металлоконструкции быть также биологической защитой. Малая пробка вполне оххватывает радиус активнойй зоны, она поворачивается вокруг оси реактора на большой пробке, а затем - вокруг своей оси, перекрывает активную зону, чтоб была возможность подцепить любую ТВС (из центра, например) и переставить её в ВРХ. В общем, работакт по "револьверному" принципу. Эти поворотные пробки есть на реакторах Первой АЭС в Обнинске и ЭГП-6 Билибинской АЭС, все они - разработки ФЭИ. Так что сию конструкцию я уже называю FEI Style, уже просто стало визитной карточкой реактора от ФЭИ. ))) В БН-800 кампания ТВС в активной зоне 465 эфф. сут., т.е. сборка находится в реакторе более года, за это время она мигрирует по мере выгорания из зоны высокого обогащения в зоны среднего и низкого обогащения, всего испытывает три перестановки. Для ТВС с большим обогащением принята кампания 620 эфф. сут, и она переставляется 4 раза за срок службы.

Строить новые реакторы, конечно же, необходимо. А как же замещающие мощности после вывода из эксплуатации выработавших ресурс блоков? Есть проект БН-1200, которые должны стать серийными по планам разработчиков. Кроме того, сейчас достраиваются ВВЭР-1000 и строятся ВВЭР-1200 поколения 3+. Ну уж это обычные рабочие лошадки АЭ, на 3+ будут обкатываться новые системы безопасности, к тому же.

URL
2015-12-15 в 15:43 

Lollia Paulina
"The future seems so... clear."
Да, на рисунке загрузки активной зоны представлен БН-600, для БН-800 она выглядит, конечно, несколько иначе. Боковая зона вопроизводства меньше, на рис. также не указаны сборки борной и стальной защит.

URL
2015-12-15 в 16:20 

J.Foks
и каков вывод, если в двух словах?
КПД выше, безопасность лучше, но при этом и сложнее, и дороже. Стоит ли оно того или шагнуть вплотную к проблеме термоядерных реакторов? Вот недавно читал, что немцы у себя уже запустили такой. Правда плазму удерживают какие-то секунды, но шаг сделан.

2015-12-15 в 19:38 

Lollia Paulina
"The future seems so... clear."
J.Foks,

вывод таков, что без быстрой энергетики пока что не обойтись. Таки блоки надо разрабатывать и строить, откатывать технологии, чтобы стали более доступными. Впоследствие всё окупится, уран и плутоний то же топливо, и почему бы его не использовать.

Токамак и у нас есть, и с теми же результатами. Сейчас у них дела идут не очень из-за недостатка финансирования. (( Ну это и понятно, денег всем не хватает, так что с фундаментальной наукой плохо. (( У коллеги брат как раз по термоядерной тематике работает, денег нет, эксперименты идут редко. ( Однако совсем ещё не загнулось. Также Россия является участником международного проекта ИТЭР.

И, кроме того, ты в курсе, что получение энергии от темояда также пока идёт по направлению быстрой энергетики? ;) вылетающие из плазмы быстрые нейтроны будут перерабатывать U-238 в Рu-239, который затем используется в ЯР. По ссылке об этом есть.

URL
2015-12-18 в 16:50 

August Loye
Только две вещи бесконечны: Вселенная и человеческая глупость... (А. Эйнштейн)
Сегодняшняя новость
www.vesti.ru/doc.html?id=2699849
Думаю, ничего страшного, парку подпустили ребята. Но с технической точки зрения как такое могло произойти? Контур охлаждения пробило?

2015-12-18 в 20:18 

Lollia Paulina
"The future seems so... clear."
August Loye,

мне зело нравится заголовок "Ленинградская АЭС остановила работу энергоблока из-за пара в турбине". :D Хм, где уж пару место, как не в турбине? ))) Судя по инфе на сайте РЭА где-то течь на второстепенном паропроводе, говорят, что "низкого давления", это может быть как отбор из турбины на ПНД, так и в СПП. Точно не указали. Не помню, все ли корпуса ПНД на ЛАЭС заменили на нержавейку, ибо их чёрной стали они периодически текли. Возможно, причина была в этом. Ну, устранят, бывает.

КМПЦ тут не при чём, паропроводы исключительно, это относится не к РУ, а к турбоустановке. Причём даже разрыв главного паропровода протекает куда мягче, практически имитирует работу систем безопсности со сбросом давления. Как там сказано, большого выхода пара не было. (А ГПК раньше вообще проверяли реакторным паром, когда они срабатывали шум был, как от орудийных залпов, и в городе сметали йод).

URL
2015-12-18 в 20:25 

Lollia Paulina
"The future seems so... clear."
Можно б, конечно, позвонить и уточнить, но мне лень. Я уже в отпуске!!!

URL
2015-12-19 в 13:21 

August Loye
Только две вещи бесконечны: Вселенная и человеческая глупость... (А. Эйнштейн)
Lollia Paulina, зело нравится заголовок "Ленинградская АЭС остановила работу энергоблока из-за пара в турбине". :D Хм, где уж пару место, как не в турбине? )))

Кстати, да, я не обратил внимание на сей нонсенс журналистского розлива, работы было много.
Да не надо никуда звонить, ситуация штатная, просто я думал, регулярные проверки должны были бы исключить подобного рода, скажем, банальные проблемы. Уж присутствие ржавчины можно отследить и вовремя контур охлаждения обновлять.

2016-01-08 в 18:17 

Lollia Paulina
"The future seems so... clear."
August Loye,

была инфа, что проблема с трубопроводами БРУ-Д. Ну, теперь уж запаяли. Выйду на работу, узнаю подробнее.

URL
Комментирование для вас недоступно.
Для того, чтобы получить возможность комментировать, авторизуйтесь:
 
РегистрацияЗабыли пароль?

Эльдарское дипломатическое представительство

главная