Реакторы атомных станций. Проектирование и эксплуатация

Физика
Элементы квантовой механики
Молекулярные спектры
Полупроводники
Ядерная физика конспект
Решение задач по ядерной физике
Физика атомного ядра и частиц
Примеры решения задач
Оптическая физика
Физика элементарных частиц
Законы радиоактивного распада
Задачи по теме Законы радиоактивного распада
Взаимодействие нейтронов с ядрами
Задачи на ядерные реакции
Деление и синтез ядер
Кинематика примеры задач
Электротехника
Общий курс
Теоретические основы электротехники
Расчет электрической цепи
Трехфазные цепи
Электрические машины и трансформаторы
Электрические двигатели и генераторы
Математика
Кратные интегралы
Векторный анализ
Аналитическая геометрия
Курс лекций математического анализа
ТФКП
Атомная энергетика
АЭС России
Развитие энергетики России
Курсовые по энергетике
Ядерные реакторы
РБМК
ВВЭР
Атомные реакторы на быстрых нейтронах
Физика ядерного реактора
Аварийные ситуации на АЭС
Повышение безопасности АЭС
Проблема снижения выбрасов АЭС
Системы контроля на атомной станции
Экологическая политика
Атомные батареи
Ядерные двигатели
Авария на ЧАЭС
Термоядерный синтез
Термоядерный реактор
Тепловая энергетика
Паровой котел
Тепловые станции
Системы теплоснабжения
Экологические проблемы в теплоэнергетике
Экологический аспект
Электрофильтры
Регенеративные методы
Математическое моделирование экологических систем
Ядерное оружие
Полигон Новая земля
История создания
Информатика
Архитектура ЭВМ
Операционная система
Вычислительные комплексы
Начертательная геометрия
Курс лекций
Практикум по решению задач
Геометрическое черчение
Инженерная графика
Каталог графических примеров

 

АЭС с реактором БН-350 в г. Актау (Шевченко) работала с 1973 по 2000гг. Остановлена по политическим причинам.

Реакторная установка имеет 6 петель охлаждения, в состав каждой из которых входят расположенные вне реактора отсекающие входная и выходная задвижки, циркуляционные натриевые насосы первого и промежуточного контуров, промежуточный теплообменник и парогенераторная установка в составе двух испарителей и одного пароперегревателя.

Таблица 5

Основные проектные показатели реакторов БН-350 и БН-600

Показатель

БН-350

БН-600

Электрическая мощность

Эквивалентная

350

600

непосредственная

150

600

Температура натрия на входе в реактор, ºС

300

380

Температура натрия на выходе из реактора, ºС

500

550

Давление пара на выходе из парогенератора, МПа

5

14

Температура пара на выходе из парогенератора, ºС

435

505

Одно из преимуществ жидкометаллического теплоносителя - возможность использования паротурбинных установок обычной теплоэнергетики, так как в связи с высокими температурами теплоносителя давление и температура пара перед турбиной могут быть существенно выше, чем для турбин на АЭС с водяным теплоносителем. С этой точки зрения параметры пара для АЭС с БН-350 могли быть выбраны существенно более высокие. Однако сооружение этой АЭС было связано с конкретной технологической задачей получения больших количеств опресненной морской воды для промышленных и бытовых нужд, а также для теплоснабжения г. Шевченко (современный Актау). Таким образом, АЭС с БН-350 является трехцелевой.

Топливные сборки активной зоны реактора БН-350 и зоны воспроизводства помещены в напорном коллекторе, смонтированном на напорной камере корпуса реактора. Активная зона состоит из топливных сборок с ядерным топливом – диоксидом урана значительного обогащения. По торцам и периметру она окружена экраном – зоной воспроизводства из диоксида обедненного урана. Торцевой экран смонтирован в сборках активной зоны, боковой экран образован топливными сборками с твэлами зоны воспроизводства. Корпус реактора представляет собой сосуд переменного диаметра (в наиболее широком месте – 6 м) из нержавеющей стали. Нижняя часть корпуса образует напорную камеру, в которой 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.

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

АЭС с реактором БН-600

Серийные паровые турбины обычной теплоэнергетики как высокого, так и сверхвысокого давления рассчитаны на начальный и промежуточный перегрев пара. Реакторы с натриевым теплоносителем предоставляют возможность использования таких турбин, которая реализована на третьем блоке Белоярской АЭС, работающем с 1980 г. с реактором БН-600.

Реактор (по сравнению с БН-350) имеет большую мощность, и что особенно важно, температура натрия после реактора и промежуточного натриевого теплообменника выше. Это позволило существенно увеличить температуру перегретого пара.

Компоновка реактора принята интегральная (бакового типа). Активная зона, насосы, промежуточные теплообменники и биологическая защита размещены совместно в корпусе реактора. Активная зона и зона воспроизводства смонтированы в напорной камере, где расход теплоносителя распределяется по топливным сборкам соответственно их тепловыделению.

Для АЭС с БН-600 применены серийные турбины мощностью 200 МВт с давлением пара перед турбиной 13 МПа. Однако присущие этой турбине температуры начального перегрева пара перед турбиной и промежуточная температура перегрева 540ºС не могли быть достигнуты из-за недостаточной температуры натрия после промежуточного теплообменника (520ºС). В связи с этим для турбин установки БН-600 и начальный, и промежуточный перегрев пара составляет 505ºС.

Газоохлаждаемые реакторы Реактор с графитовым замедлителем имеет более длинную историю, чем любой другой тип реакторов, поскольку первая критическая сборка, построенная под руководством Энрико Ферми в Чикаго в декабре 1942 г., представляла собой реактор с графитовым замедлителем на естественном уране.

Реакторы HTGR являются еще одним усовершенствованным типом газоохлаждаемого реактора. В HTGR в качестве замедлителя используется графит, а теплоносителем является гелий. Гелий – инертный газ, который не вступает в химическое взаимодействие с графитом даже при высоких температурах. Поэтому на выходе из реактора теплоноситель может иметь более высокую температуру, чем в AGR. Разработаны два прототипа реактора – с призматическими ТВС и шаровыми твэлами.

Атомные электростанции с натриевым теплоносителем Жидкометаллический теплоноситель может использоваться в реакторах, как на тепловых, так и на быстрых нейтронах, в последнем случае коэффициент воспроизводства ядерного горючего больше единицы. Преимущество такого теплоносителя – возможность работы при низких давлениях (0,5 МПа) в первом контуре. Значительная в сравнении с водным и газовым теплоносителями плотность жидких металлов позволяет перекачивать малые объемы, т.е. уменьшать диаметр трубопроводов и расходы на собственные нужды, а также обеспечивать высокий коэффициент теплоотдачи от поверхности оболочки твэла к теплоносителю, что позволяет при той же температуре оболочки получать более высокие температуры теплоносителя. Пока для АЭС используется в качестве теплоносителя жидкий натрий, но рассматриваются и исследуются варианты использования эвтектических сплавов Na-K, Pb-Bi, а также Hg.

На главную