Анализ мирового энергетического рынка Воздействие радиации на человека Машиностроение для энергетики

Инженерные сложности создания быстрых реакторов связаны с целым рядом присущих им особенностей, как то: высокая энергонапряженность топлива, необходимость обеспечения его интенсивного охлаждения, высокий уровень рабочих температур теплоносителя и элементов конструкции реактора и оборудования, большие потоки быстрых нейтронов и вызванные ими радиационные повреждения конструкционных материалов и др. Для решения этих новых научно-технических задач и отработки технологии быстрых реакторов потребовалось развитие крупномасштабной научно-исследовательской и опытно-экспериментальной базы с уникальными стендами, а также создание в 1960-1980-е годы целого ряда экспериментальных и демонстрационных энергетических реакторов этого типа в России, США, Франции, Великобритании и Германии.

Примечательно, что во всех странах в качестве охлаждающей среды –теплоносителя – для быстрых реакторов был выбран натрий, несмотря на его повышенную химическую активность по отношению к воде и водяному пару. Решающими достоинствами натрия как теплоносителя стали его исключительно хорошие теплофизические свойства, низкие затраты энергии на циркуляцию, пониженное коррозионно-эрозионное воздействие на конструкционные материалы реактора, относительная простота поддержания его чистоты в процессе эксплуатации.

Первый отечественный демонстрационный энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 тепловой мощностью 1000 МВт был введен в строй в 1973 г. на восточном побережье Каспийского моря. Он имел традиционную для атомной энергетики петлевую схему передачи теплоты и паротурбинный  комплекс для преобразования тепловой энергии (рис.1). Часть тепловой мощности реактора использовалась для выработки электроэнергии, остальная мощность шла на опреснение морской воды. Заметим, что одной из отличительных особенностей схемы этой и последующих реакторных установок с натриевым теплоносителем является наличие промежуточного контура передачи теплоты между реактором и пароводяным контуром, что диктуется соображениями безопасности реактора.

Реакторная установка БН-350, несмотря на сложность ее технологической схемы, успешно работала с 1973 по 1988 гг. в составе Мангышлакского энергокомбината и завода опреснения морской воды в г.Шевченко (ныне – Мангистаус, Казахстан), превысив на 5 лет свой проектный ресурс.

Рис.1. Принципиальная схема реактора БН-350

1 – напорная камера реактора; 2 - активная зона; 3 - промежуточный теплообменник; 4 – фильтр системы очистки натрия; 5 - баки слива проточек циркуляционных насосов; 6 – циркуляционный насос натрия первого контура; 7 – циркуляционный насос натрия второго контура; 8 – испаритель парогенератора; 9 – пароперегреватель

Большая разветвленность натриевых контуров в реакторе БН-350 вызывала беспокойство, поскольку в случае аварийной разгерметизации натриевых трубопроводов могла возникнуть пожароопасная ситуация. Поэтому, не дожидаясь пуска реактора БН-350, в СССР было начато проектирование более мощного быстрого реактора БН-600 интегральной конструкции, в котором исключались натриевые трубопроводы большого диаметра и почти весь радиоактивный натрий первого контура был сосредоточен в корпусе реактора (рис.2). Это позволило практически исключить возможность разгерметизации первого натриевого контура, что в свою очередь снизило пожароопасность установки, повысило уровень радиационной безопасности и надежности реактора.

Рис.2. Принципиальная схема быстрого энергетического реактора БН-600

1 – напорная камера теплоносителя, 2 – активная зона реактора, 3 - насос первого натриевого контура, 4 – промежуточный теплообменник, 5 – фильтр системы очистки натрия, 6 - рекуператор, 7 - насос второго контура, 8 - буферная емкость, 9 - парогенератор, 10 - питательный насос, 11 - деаэратор, 12 - конденсатный насос, 13 - конденсатор, 14 - турбогенератор, 15 - турбина.


На главную