BN-600

BN-600  je sodíkem chlazený rychlý neutronový energetický reaktor , uvedený do provozu v dubnu 1980 ve 3. energetickém bloku v Bělojarské jaderné elektrárně ve Sverdlovské oblasti poblíž města Zarechnyj . Elektrický výkon - 600 MW . Od okamžiku odstavení reaktoru Phoenix ve Francii v roce 2009 až do spuštění reaktoru BN-800 v JE Bělojarsk 10. prosince 2015 byl BN-600 jediným fungujícím reaktorem s rychlými neutrony na světě.

Výstavba energetického bloku (2. etapa Bělojarské JE) začala v roce 1968 [1] . Koncem prosince 1979 byl do reaktoru BN-600 umístěn startovací zdroj neutronů a začaly se zavážet soubory s jaderným palivem. 26. února 1980 v 18 hodin. 26 min. bylo dosaženo požadovaného kritického množství paliva a poprvé za jeho "život" začala v reaktoru BN-600 jaderná řetězová reakce - došlo k fyzickému spouštění reaktoru. Další etapou bylo energetické spouštění - 8. dubna 1980 dodala energetická jednotka s reaktorem BN-600 první kilowatthodiny do energetického systému Sverdlovsk.

V roce 2015 reaktor testuje uran-plutoniové palivo [2] .

Vlastnosti rychlých neutronových reaktorů

Hlavní výhodou rychlých neutronových jaderných reaktorů je, že otevírají možnost použití izotopů těžkých prvků , které se v tepelných neutronových reaktorech neštěpí . Palivový cyklus může zahrnovat zásoby 238 U a 232 Th , které jsou ve své podstatě mnohem větší než 235 U  , hlavní palivo pro reaktory s tepelnými neutrony . Včetně tzv. " ochuzeného uranu ", který zbyde po obohacení jaderného paliva 235 U .

Rychlé neutronové reaktory poskytují skutečnou příležitost pro rozšířenou reprodukci jaderného paliva. To znamená, že např. na 100 štěpných jader paliva v reaktorech s rychlými neutrony vznikne přibližně 120-140 nových jader schopných štěpení.

Aktivní zóny (AZ) reaktorů s rychlými neutrony (FN) se značně liší od aktivních jader reaktorů s tepelnými neutrony.

Ekonomicky nutná průměrná hloubka vyhoření uran-plutoniového paliva v BN by měla být 100–150 MW den/kg, tj. měla by být 2,5–3krát vyšší než v tepelných neutronových reaktorech z důvodu vysoké ceny paliva BN. Pro dosažení stanovené hloubky prohoření, vysoké radiační odolnosti palivového článku (TVEL) a palivového souboru (FA) FN, potřebné stability geometrických parametrů, zachování těsnosti a plasticity palivového pláště, jejich kompatibility se štěpnými produkty a jsou vyžadovány odolnost proti korozivnímu účinku chladiva apod. Jádro BN je v radiálním i axiálním směru obklopeno chovnými zónami (síty) vyplněnými chovným materiálem - ochuzeným uranem obsahujícím 99,7-99,8 % 238 U.

Hlavním rysem použití uran-plutoniového paliva v BN je, že v jeho jádru je proces jaderného štěpení rychlými neutrony provázen vyšším výtěžkem (o 20–27 %) sekundárních neutronů než v tepelných neutronových reaktorech. To vytváří základní předpoklad pro získání vysoké hodnoty šlechtitelského poměru a poskytuje rozšířené šlechtění jaderného paliva ve šlechtitelských reaktorech.

Použití sodíku jako chladicí kapaliny vyžaduje vyřešení následujících problémů:

• čistota sodíku používaného v BN. Je nutné dosáhnout 99,95 %, tj. ne více než 5⋅10 −4 nečistot. Velké problémy způsobují kyslíkové nečistoty v důsledku účasti kyslíku na přenosu hmoty železa a korozi součástí;
• sodík je velmi aktivní chemický prvek . Hoří na vzduchu a jiných oxidačních činidlech. Při hoření sodíku vzniká kouř, který může poškodit zařízení a spotřebiče. Problém se ještě zhorší, pokud je sodíkový kouř radioaktivní. Horký sodík v kontaktu s betonem může reagovat s betonovými součástmi a uvolňovat vodík , který je zase výbušný. Aby se eliminovalo nebezpečí, měl by být sodík a jeho produkty spalování pečlivě kontrolovány;
• možnost reakcí sodíku s vodou a organickými materiály. To je zvláště důležité pro konstrukci parogenerátoru , protože únik z vodního okruhu do sodíku vede k rychlému zvýšení tlaku.

Stabilita rychlých reaktorů závisí na parametrech uvedených níže:

• Prázdný sodíkový koeficient.
  • Ke změně reaktivity dochází, když se změní hustota sodíkového chladiva (nebo je jádro zcela obnaženo). Sodíkový koeficient prázdnoty může být kladný nebo záporný, v závislosti na velikosti jádra, geometrii a složení materiálů;
• Mechanické nástavce TVEL.
  • S rostoucí úrovní výkonu reaktoru dochází k tepelné roztažnosti palivových souborů. Tím se účinně zvětší velikost jádra, čímž se sníží jeho reaktivita ;
• Radioaktivita prvního okruhu.
  • Radioaktivní izotopy 24 Na, 22 Na jsou aktivační produkty vznikající při neutronovém ozařování sodíku v primárním okruhu. Poločasy 24Na a 22Na jsou 15 hodin a 2,6 roku. V důsledku toho zůstává radioaktivita sodíku primárního okruhu vysoká po značnou dobu po odstavení reaktoru. Pokud jde pouze o 24 Na, poznamenáváme, že trvá více než čtyři dny po odstavení reaktoru, než se personál může dostat do blízkosti velkého množství sodíkového chladiva.

Přechod na sériovou výstavbu JE s BN komplikuje mnoho technologických procesů, které nebyly vyvinuty v průmyslovém měřítku, a nevyřešené otázky optimální organizace jejich jaderného palivového cyklu (NFC), který by měl být založen na plutoniu a může pouze být uzavřen s velmi krátkou (do 1 roku) externí dobou cyklu (chemické přepracování vyhořelého paliva a dálkově řízená výroba čerstvého paliva).

V současnosti jsou měrné kapitálové investice do JE s rychlými neutrony výrazně (1,5–2krát) vyšší než měrné investice do JE s tepelnými neutronovými reaktory. Omezující vliv na rozvoj BN má i dosud prosperující situace ve světě se zdroji relativně levného uranu.

Konstrukce pohonné jednotky BN-600

Obecná charakteristika

Většina zařízení energetického bloku č. 3 Bělojarské JE je umístěna v samostatné budově dlouhé 156 m a široké 117 m. Objekt je rozdělen na:

• reaktorový prostor;
• oddělení pomocných zařízení;
• oddělení parogenerátorů a odvzdušňovačů;
• strojovna (zde jsou umístěny turbogenerátory);
• ventilační jednotka.

Reaktorový prostor je z monolitického železobetonu, zbytek tvoří železobetonové prefabrikáty.

Reaktor

Dispozice reaktorového bloku je integrální (typ nádrže): aktivní zóna, čerpadla, mezivýměníky a biologická ochrana jsou umístěny v tlakové nádobě reaktoru. Takové uspořádání pro velkou jadernou elektrárnu bylo v SSSR použito poprvé [1] . Primární chladivo se pohybuje uvnitř nádoby reaktoru po třech paralelních smyčkách, z nichž každá obsahuje dva výměníky tepla a ponorné odstředivé oběhové čerpadlo s dvojitým sáním . Čerpadla jsou vybavena zpětnými ventily . Cirkulaci sodíku v každé smyčce meziokruhu zajišťuje ponorné odstředivé čerpadlo s jednosměrným sáním [1] .

Jádro a chovná zóna jsou uloženy ve válcové tlakové komoře, kde je průtok chladiva rozdělován mezi palivové soubory podle jejich uvolňování tepla. Jmenovitý průtok sodíkového chladiva tlakovou komorou je 25 000 tun za hodinu , objem sodíku v primárním okruhu je 820 m 3 , teplota na vstupu do tlakové komory je 380 °C, na výstupu 550 ° C. Průtok sodíku druhým okruhem je 7300 tun za hodinu , objem ve druhém okruhu je 960 m 3 , teplota na vstupu do výměníku je 320 °C, na výstupu 520 °C [1] .

Aktivní zóna na koncích a obvodu je obklopena clonami - reprodukční zóna. Na koncích je tvořen ochuzeným uranem v horní a spodní části palivových článků aktivní zóny. Chovnou zónu tvoří po obvodu tlakové komory 380 palivových souborů (FA). Každý palivový soubor v chovné zóně (FA ZV) obsahuje 37 palivových proutků (palivových článků) - zirkonových trubiček o vnějším průměru 14,2 mm, vyplněných bloky a průchodkami z ochuzeného oxidu uraničitého . V tomto případě je reprodukční zóna rozdělena na vnitřní (zcela obklopuje jádro po obvodu vrstvou 2...3 FA FA) a vnější (vrstva po obvodu od 0 do 3 FA FA) [1] .

Aktivní zóna má průměr 2,06 m a výšku 0,75 m, je mnohem menší než u tepelných neutronových reaktorů srovnatelného výkonu. Tepelný výkon uvolněný v AZ a chovné oblasti v provozním režimu je 1470 MW, tok neutronů v AZ dosahuje 1·10 16 cm −2 s −1 . Jádro a s ním souosý sloup regulačních tyčí jsou posunuty vzhledem k ose tlakové komory (a tlakové nádoby reaktoru) k jednomu z okrajů, v důsledku čehož vnější chovná zóna zcela nepokrývá vnitřní škodlivinu. , který na jednom z okrajů přichází do styku se stěnou tlakové komory; u protilehlé stěny tlakové komory je prostor pro uložení palivových souborů, uzavírajících do půlkruhu reprodukční zónu. Soubory vyhořelého paliva jsou umístěny v úložišti před přemístěním do bazénu vyhořelého paliva [1] .

Počet palivových souborů v aktivní zóně je 371, celková hmotnost uranového paliva v nich je 8,5 tuny. Každý palivový soubor aktivní zóny obsahuje 127 palivových proutků o vnějším průměru 6,9 mm, vyplněných pouzdry z obohaceného oxidu uraničitého (nebo směsi oxidu uraničitého a oxidu plutonia - palivo MOX ). Obohacení uranu v palivových článcích aktivní zóny je různé: 21 % uranu-235 v zóně nízkého obohacení (ve středu aktivní zóny 208 palivových souborů) a 33 % v zóně vysokého obohacení (na okrajích aktivní zóny, 163 palivových souborů, vrstva o tloušťce 2 ... 3 soubory), aby se vyrovnalo uvolňování tepla a vyhoření po objemu aktivní zóny. V horní a spodní části palivových proutků aktivní zóny jsou bloky ochuzeného uranu, tvořící konce chovné zóny [1] .

Reaktor je řízen 27 tyčemi CPS (řídící a ochranné systémy), které zahrnují 6 automatických regulačních tyčí, 2 tyče havarijní ochrany a 19 kompenzačních tyčí [1] .

Všechny palivové soubory (jak jádro, tak chovná zóna), stejně jako kanály regulačních tyčí, mají na klíč šestihranný průřez 96 mm. Spodní část palivového souboru (ocas) vstupuje do hrdla tlakového potrubí. Pomocí škrticích zařízení ve vložce a tlakovém potrubí je regulován průtok sodíku přes FA. Dutiny nad hladinou sodíku v tlakové komoře jsou vyplněny argonem [1] .

Nádoba reaktoru je válcová nádrž s eliptickým dnem a kónickým vrcholem. Průměr pouzdra 12,8 m, výška 12,6 m. Materiál - žáruvzdorná nerez ocel třídy 12X18H9. Celková hmotnost reaktoru se sodíkovým chladivem je 4400 tun. Skříň je namontována na valivá ložiska základu přes opěrný kroužek. Uvnitř nádoby je umístěna kovová konstrukce krabicového tvaru - nosný pás, na kterém je upevněna tlaková komora s aktivní zónou, reprodukční zónou a sklad palivového souboru a vnitřní biologická ochrana [1] .

Tři čerpadla primárního okruhu a šest mezilehlých výměníků tepla jsou namontovány ve válcových pláštích namontovaných na nosném pásu. V horní části skříně je šest otvorů pro instalaci výměníků tepla a tři otvory pro čerpadla. Kompenzaci rozdílu teplotních pohybů mezi plášti tepelných výměníků a čerpadel, jakož i mezi skříní a bezpečnostním krytem zajišťují vlnovcové kompenzátory . Stěny nádrže jsou nuceně chlazeny „studeným“ sodíkem z tlakové komory. Biologická ochrana se skládá z válcových ocelových sít, ocelových přířezů a trubek s grafitovým plnivem. Nádrž reaktoru je uzavřena v bezpečnostním krytu. Horní část pouzdra slouží jako podpěra pro otočnou zátku a otočný sloupek, které zajišťují vedení překládacího mechanismu na palivovém souboru. Otočná zátka a otočný sloupek zároveň slouží jako biologická ochrana.

Sodík primárního okruhu se pohybuje aktivní zónou zdola nahoru a ve výměníku sodík-sodík shora dolů po prstencovém prostoru. Sodík sekundárního okruhu prochází potrubím sodíkového výměníku tepla v protiproudu zdola nahoru. Ve druhém okruhu je udržován vyšší tlak (8,5 atm) než v prvním, což zabraňuje úniku radioaktivního sodíku z prvního okruhu do druhého [1] .

Palivové soubory jsou nakládány a vykládány sadou mechanismů, které zahrnují: dva překládací mechanismy namontované na otočném sloupu; dva výtahy (nakládka a vykládka); převodový mechanismus otočného typu, umístěný v utěsněné skříni [1] .

Reaktor je umístěn v betonové šachtě o průměru 15m.

Parní generátor

Parní generátor na BN-600 je neobvyklý: skládá se z 24 sekcí (8 pro každou smyčku). Každá sekce obsahuje 3 vertikální moduly výměníků tepla. Celkem za celou pohonnou jednotku - 72 modulů. Toto řešení bylo zvoleno z důvodu jedinečnosti pohonné jednotky. Konstruktéři nevěděli, jak dlouho vydrží parní generátor, ve kterém horký sodík mění vodu na páru. Proto bylo možné vypnout několik modulů nebo dokonce sekcí pro opravu, aniž by se snížila kapacita pohonné jednotky. Provozní zkušenosti ukázaly, že toto opatření bylo zbytečné [3] . V další generaci (BN-800) reaktoru odpovídá každá smyčka jednomu parogenerátoru.

Turbogenerátory

Parní turbínová část je tvořena třemi sériovými turbínami klasické tepelné energetiky o výkonu 200 MW každá. Turbíny K-200-130 s mezidohřevem páry byly vytvořeny v softwaru stavby turbín " Leningrad Metal Works ". Počáteční parametry páry jsou 13,2 MPa a 500 °C, jmenovitý průtok páry turbínou je 640 tun za hodinu. Frekvence otáčení turbogenerátoru je 3000 ot./min [1] .

Třífázové alternátory TGV-200M byly vytvořeny v závodě v Charkově " Elektrotyazhmash ". Buzení tyristoru , vinutí rotoru je chlazeno vodíkem, vinutí statoru vodou. Jmenovitý výstupní výkon 200 MW, napětí 15,75 kV. Napájení do elektrické sítě 220 kV je dodáváno prostřednictvím tří blokových zvyšovacích transformátorů a otevřeného rozvaděče (OSG) [1] .

Účinnost energetické jednotky (poměr elektrického výkonu k tepelnému výkonu) je 41 %, je vyšší než u typických tepelných neutronových energetických jednotek (cca 33 %) [1] .

Rozšíření zdroje

8. dubna 2010 uplynulo 30 let od provozu pohonné jednotky BN-600. Provozní energetický blok Bělojarské jaderné elektrárny BN-600 byl odstaven 28. března 2010. Podle tiskové služby jaderné elektrárny jde o plánovanou akci nutnou pro tankování paliva, kontrolu a modernizaci zařízení.

Po dobu 2,5 měsíce prováděla pohonná jednotka BN-600 plánovanou běžnou údržbu a opravy zařízení a velký soubor opatření v rámci programu na prodloužení předpokládané životnosti. Specialistům JE Bělojarsk přijelo pomoci více než 400 opravářů od dodavatelů.

V dubnu až červnu 2010 byly na energetickém bloku BN-600 provedeny tyto činnosti: výměna modulů parogenerátoru a parovodní armatury, oprava jednoho z hlavních oběhových čerpadel a parní turbíny, zlepšení seismické odolnosti energetických zařízení, modernizace řady technologických systémů. V dubnu 2010 získala BNPP licenci na prodloužení životnosti BN-600 do 31. března 2020. Dne 11. června 2010 obnovila energetická jednotka BN-600 Bělojarské JE výrobu elektřiny po dokončení plánovaného doplňování paliva, kontroly a modernizace zařízení.

Státní korporace Rosatom obdržela v červnu 2020 k posouzení projektovou dokumentaci pro prodloužení životnosti do roku 2040 [4] .

Poznámky

1. ↑ 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 Bělojarská jaderná elektrárna. I. V. Kurčatová. - (Sešit.) - M .: Vneshtorgizdat, 1983.
2. ↑ Experimentální jaderné palivo se testuje v JE Bělojarsk Archivní kopie z 22. července 2015 na Wayback Machine  - TASS, 23. dubna 2015
3. ↑ Část 5. Od reaktoru k energetickému systému . - In: Exkurze do JE Belojarsk / JE Belojarsk // Publicatom. - 2015. - 19. června.
4. ↑ Projekt prodloužení životnosti energetického bloku BN-600 JE Bělojarsk byl předložen k posouzení společnosti Rosatom . Získáno 18. června 2020. Archivováno z originálu dne 21. června 2020. (neurčitý)

Literatura

• Levin VE Jaderná fyzika a jaderné reaktory. - M.: Atomizdat , 1979. - S. 288.
• Bagdasarov Yu. E. , Saraev O. M. , Oshkanov N. N. Reactor BN-600: Power Unit č. 3 Belojarsk Nuclear Power Plant. - Obninsk: IPPE , 1992. - 40 s.