Реактор БН-600. Атомная станция с реакторами на быстрых нейтронах

БН-600 – реактор на быстрых нейтронах с электрической мощностью 600 МВт. Корпусной реактор – размножитель с интегральной компоновкой оборудования.Ядерный реактор БН-600 выполнен с «интегральной» компоновкой оборудования, при которой активная зона и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора.

На рис. 10.10 представлена схема работы атомной станции.

Первый контур включает в себя три параллельные петли, каждая из которых состоит из главного циркуляционного насоса и двух промежуточ-ных теплообменников.Натрий от насосов поступает в напорную камеру реактора, откуда через систему напорных коллекторов распределяется по ТВС активной зоны и зоны воспроизводства а также подается на охлаждение корпуса реактора внутреннего хранилища и первичной радиационной защиты.

Нагретый до 550°С в активной зоне реактора натрий поступает через кольцевой зазор радиационной защиты в промежуточные теплообменники каждой петли, где подогревает натрий второго контура до 520 °С и охладив-шись возвращается на вход насосов.

Главный циркуляционный насос первого контура – центробежный по-гружного типа, с нижним гидростатическим подшипником работающим на натрии и с плавным регулированием числа оборотов вала электроприводом (по схеме асинхронно-вентильного каскада). Рабочее колесо насоса – двух-стороннего всасывания.

Рис. 10.10.

Схема работы атомной станции на реакторе БН-600

16- реактор; 2- главный циркуляционный насос 1 контура;

3- промежуточный теплообменник; 4- тепловыделяющие сборки;

5- парогенератор; 6- буферная и сборная емкости; 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 потребителю;

Для произведения ремонта насоса конструкция предусматривает воз-можность извлечения его выемной части из бака и замены без разгермети-зации газовой полости реактора. Промежуточный теплообменник «натрий-натрий' – вертикальный кожухотрубный с коаксиальным подводом и отво-дом теплоносителя второго контура противоточный. Высокорадиоактивный натрий первого контура проходит в межтрубном пространстве теплооб-менника сверху вниз; нерадиоактивный натрий второго контура поступает в теплообменник по центральной трубе в нижнюю камеру и затем движется внутри трубок противоточно натрию первого контура. Для исключения воз-можности протечек радиоактивного натрия первого контура, в случае течи внутри теплообменника, натрий второго контура находится под большим давлением, чем натрий первого контура.

Второй контур контур включает в себя также три параллельные петли. Главным циркуляционным насосом второго контура каждой петли натрий подается в промежуточный теплообменник, где нагревается за счет тепла первого контура до 520 °С и направляется в парогенератор, в котором гене-рирует и перегревает пар третьего контура.

Для поддержания натрия в расплавленном состоянии при остановке блока предусмотрена разветвленная система электрообогрева всех трубопро-водов и образования второгоконтура с устройствами контроля и автомати-ческого регулирования температуры.

Главный циркуляционный насос второго контура – центробежный, вертикальный с нижним гидростатическим подшипником. Рабочее колесо – одностороннего всасывания.

Третий контур включает в себя три петли. В состав каждой петли вхо-дит конденсационная паровая турбина К-210-130 номинальной мощностью 210 МВт со стандартной тепловой схемой. Теплоноситель- вода и пар.

Корпус реакторапредставляет собой бак цилиндрической формы с эллиптическим днищем и конической верхней крышкой, выполненной с одиннадцатью горловинами – для поворотной пробки, насосов первого контура, промежуточных теплообменников, элеваторов системы перегрузки тепловыделяющих сборок(ТВС).Реактор размещен в бетонной шахте диаметром 15 м. Конструкционный материал реактора – нержавеющая сталь марки Х18Н9.

Работы над проектом БН–800 явились естественным продолжением развития технологии быстрых натриевых реакторов в России. Базой для соз-дания этого реактора послужил опыт проектирования и эксплуатации трёх поколений реакторных установок с натриевым теплоносителем. Проект реак-тора БН–800 основывался в первую очередь на инженерных решениях, про-веренных при создании и эксплуатации предшествующего реактора БН–600. В обоснование проекта проведено большое количество экспериментальных исследований и испытаний на стендах и действующих реакторах. Естествен-но, что по мере выполнения проекта учитывался опыт работы эксплуатиру-емых АЭС и изменения в требованиях нормативных документов (особенно после чернобыльской аварии).

Улучшению технико-экономических показателей энергоблока в целом способствовал переход на схему с одним турбогенератором вместо трёх и совершенствование систем и строительных конструкций энергоблока. В ре-зультате энергоблок с реакторной установкой БН–800 по удельным капитало-вложениям в промстроительство всего на ~15 % превышает соответствую-щие показатели энергоблока с водо-водяным реактором ВВЭР–1000.