Материал: Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции (1994 г., 5-е издание)

жидкометаллическим теплоносителем разрабатывают только применительно к реакторам на быстрых нейтронах. Важность этих реакторов показана в гл. 2.

Одно из преимуществ жидкого натрия как теплоносителя — высокое удельное энерговыделение в активной зоне, составляющее 400 — 800 МВт/м3, что позволяет снизить размеры активной зоны. В связи с этим вероятность утечки нейтронов из активной зоны увеличивается и может достигать даже 30%. Эти нейтроны используются для воспроизводства топлива, для чего активная зона окружается воспроизводящим экраном, содержащим обедненный (отвальный) уран.

Жидкий натрий как теплоноситель выдвигает ряд требований к оборудованию и эксплуатации. Температура плавления натрия высока (97 ), поэтому для пуска станции с нуля необходим предварительный электроразогрев всего оборудования и трубопроводов. В зависимости от тепловой схемы пуск станции с нуля может потребовать от трех до пяти недель.

Бурная реакция натрия с водой в условиях радиоактивного натрия может иметь особо негативные последствия, поэтому обязателен промежуточный натриевый контур, давление в котором поддерживается большим, чем в первом контуре: в случае нарушения плотности между первым и промежуточным контурами невозможно перетекание радиоактивного натрия в промежуточный, а может иметь место только переток нерадиоактивного натрия из промежуточного в первый контур. Тем самым обеспечивается отсутствие радиоактивности в промежуточном контуре, а в случае нарушения плотности между вторым и промежуточным контурами контакт воды возможен только с нерадиоактивным натрием.

Оборудование первого и промежуточного натриевых контуров существенно отличается от применяемого при других теплоносителях. Так, в системе трубопроводов должны быть предусмотрены установки для очистки натрия от оксидов и гидридов, так называемые "холодные ловушки", обеспечивающие охлаждение некоторой части теплоносителя до температуры, при которой оксиды выпадают в осадок и могут быть отфильтрованы.

Особые требования предъявляются к арматуре и циркуляционным насосам. Арматура при использовании натриевого теплоносителя должна быть кованой для предупреждения межкристаллитной коррозии. Учитывая высокую теплопроводность натрия, приходится выдвигать такое требование, как стойкость арматуры против теплового удара, а малая вязкость натрия требует применения для арматуры твердых материалов, препятствующих задиранию.

Важное требование к арматуре для жидких металлов — полное отсутствие утечек через сальники. Оно объясняется высокой стоимостью теплоносителя, а также тем, что протечка даже небольшого количества его опасна. Обычные набивки в данном случае при высокой температуре нестойки, поэтому переходят к бессальниковым конструкциям с сильфонными уплотнениями, иногда в комбинации с замораживаемыми уплотнениями и сальниками.

Для АЭС с жидкометаллическим теплоносителем очень большое значение имеет надежность работы реактора, так как ликвидация последствий аварий в условиях таких реакторов наиболее сложна. Так, реактор АЭС "Энрико Ферми" (США) после аварии с

247

расплавлением горючего, происшедшей в октябре 1966 г., вновь достиг критичности только в июле 1970 г. Последующая эксплуатация была неудовлетворительной — коэффициент использования мощности в 1971 г. составил всего 3,4%. В 1972 г. было вынесено решение о прекращении работ на реакторе, а в 1974 г. — решение об его демонтаже.

Рис. 16.1. Петлевая (контурная) компоновка реактора БН-350:

1 — корпус реактора; 2 — большая поворотная пробка; 3 — малая поворотная пробка; 4 — центральная колонна с механизмами СУЗ; 5 — механизм подачи сборок; 6 — перегрузочный бокс; 7 — элеватор загрузки-выгрузки; 8 — верхняя неподвижная защита; 9 — механизм перегрузки; 10 — активная зона; 11 — опора реактора; 12 — боковая защита (железорудный концентрат); 13 — бетонная защита

Среди пяти реакторов с натриевым теплоносителем, находящихся в эксплуатации в мире, четыре — бакового типа (интегральная компоновка) — по одному в России (БН600) и Великобритании и два во Франции; один реактор — петельный (контурная

248

компоновка) — в Казахстане (БН-350). Таким образом, в атомной энергетике СНГ имеется опыт эксплуатации обоих типов компоновки реактора и его систем, это даст возможность сделать определенный выбор между двумя вариантами, для которого в настоящее время нет достаточных оснований.

Относительные сложности эксплуатации АЭС с жидкометаллическим теплоносителем и наиболее высокая их стоимость побуждают вести поиск и других теплоносителей для реакторов на быстрых нейтронах. К их числу относятся, например, разработка АЭС на свинце и предложения использовать в качестве теплоносителя гелий

(см. гл. 17).

16.2. АЭС с реактором БН-350

АЭС с реактором БН-350 в г. Шевченко работает с 1973 г. На рис. 16.1 приведена компоновка реактора, на которой показаны вход и выход натрия для одной из петель первого контура. Всего реакторная установка имеет шесть петель, в состав каждой из которых входят расположенные вне реактора отсекающие входная и выходная задвижки, циркуляционные

Рис. 16.2. Тепловая схема Шевченковской атомной станции с реактором БН-350:

249

натриевые насосы первого и промежуточного контуров, промежуточный теплообменник и парогенераторная установка в составе двух испарителей и одного пароперегревателя. Общая технологическая схема оборудования для одной из шести петель приведена на рис. 16.2, а ниже — основные характеристики АЭС:

Одно из преимуществ жидкометаллического теплоносителя — возможность использования паротурбинных установок обычной теплоэнергетики, так как в связи с высокой температурой теплоносителя давление и температура пара перед турбиной могут быть существенно выше, чем для турбины на АЭС с водным теплоносителем.С этой точки зрения параметры пара для АЭС с БН-350 могли быть выбраны существенно более высокими. Однако сооружение этой АЭС было связано с конкретной технологической задачей получения большого количества опресненной морской воды для промышленности и бытовых нужд, а также для теплоснабжения г. Шевченко. Поэтому к установке были приняты противодавленческие турбины из числа выпускаемых турбостроительными заводами, что и определило указанные выше параметры пара для АЭС с БН-350. Перегретый пар, вырабатываемый шестью паро-генераторными установками, поступает в общий паропровод и из него на три турбины мощностью по 50 МВт. Таким образом, АЭС с БН-350 является трехцелевой электростанцией, которая решает вопросы снабжения электроэнергией, теплотой и дистиллятом. Эквивалентная электрическая мощность БН350 составляет 350 МВт, что превышает единичную мощность аналогичного реактора в Великобритании (250 МВт).

Как показано на рис. 16.1 топливные сборки активной зоны и зоны воспроизводства помещены в напорном коллекторе, смонтированном на напорной камере корпуса реактора. Активная зона 10 состоит из топливных сборок с ядерным горючим — окись плутония в смеси с двуокисью урана значительного обогащения. По торцам и по периметру она окружена экраном — зоной воспроизводства из двуокиси обедненного урана. Торцовый экран смонтирован в сборках активной зоны, боковой экран образован топливными сборками с твэлами зоны воспроизводства. Корпус реактора 1 представляет собой сосуд переменного диаметра (наибольший диаметр 6000 мм) из нержавеющей

250

аустенитной стали. Нижняя часть корпуса образует напорную камеру, в которую по трубопроводам поступает натрий от насосов. Протекая снизу вверх через активную зону и зону воспроизводства, натрий нагревается и через верхнюю смесительную камеру корпуса по трубопроводам направляется в теплообменники. Для предотвращения утечки натрия при разгерметизации основной корпус заключен в страховочный кожух. Внутренняя поверхность корпуса и выходные патрубки имеют экраны, снижающие температурные напряжения при быстром изменении температуры теплоносителя. Охлаждение корпуса обеспечивается "холодным" натрием, протекающим из напорной камеры в зазоре между стенками корпуса и тепловым экраном. В качестве материала биологической защиты вне реактора использованы железорудный концентрат, графит, сталь, бетон.

Верхняя часть корпуса служит опорой для двух поворотных пробок (2 — большая, 3

— малая), обеспечивающих наведение механизма перегрузки на топливную сборку активной зоны или зоны воспроизводства. Поворотные пробки одновременно служат верхней биологической защитой. Для их герметизации используют гидравлические уплотнения с эвтектическим сплавом.

Топливные сборки загружают и выгружают комплексом механизмов: механизмом перегрузки 9, установленным на малой поворотной пробке 3 и переставляющим топливные сборки внутри реактора; элеваторами загрузки — выгрузки, транспортирующими топливные сборки из реактора в перегрузочный бокс 6 и обратно; механизмом передачи топливных сборок 5, расположенным в герметичном боксе и передающим отработанные топливные сборки из реактора во внешнее хранилище и свежие — из хранилища в реактор.

Как это следует из тепловой схемы АЭС с БН-350 (рис. 16.2), жидкий натрий прокачивается по первому контуру через реактор 1 насосом 3 и по промежуточному контуру насосом 9. Насос 3 имеет биологическую защиту, но конструктивно эти насосы одинаковы: центробежные консольные насосы со свободно фиксированным уровнем натрия и механическим уплотнением. Теплообменник 2 промежуточного контура представляет собой бак с погруженными в него змеевиками, внутри которых протекает натрий промежуточного контура.

Натрий первого контура проходит дроссельную решетку, выравнивающую расход натрия по сечению теплообменника, и омывает змеевики теплообменника снаружи. Давление в первом и промежуточном контурах создается за счет газовой системы (используется аргон). Теплоноситель промежуточного контура омывает снаружи змеевиковые поверхности нагрева пароперегревателя 17 и испарителей 16, состоящие из трубок Фильда с естественной циркуляцией. В испарителях по стороне натрия предусмотрен в верхней части газовый объем для вывода газообразных продуктов реакции взаимодействия натрия с водой при возможных аварийных разуплотнениях трубной системы. Газовые объемы всех испарителей соединены со специальной емкостью вне парогенераторного помещения. Перегретый пар поступает в общий паропровод 15 и из него к турбинам 10, но может через РОУ 14 сбрасываться в технологический конденсатор 13. Конденсат этого пара насосом 77 закачивается в деаэратор.

После турбин пар при давлении 0,6 МПа поступает в мощные опреснительные установки по линии 12 с возвратом в деаэратор 6 конденсата этого пара по линии 8. В деаэратор из опреснительной установки направляют также добавочную воду 7 для восполнения убыли в системе станции. Из деаэратора питательный насос 5 через

251