Article

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

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 БН-350 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 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 регенеративный подогреватель 4

подает конденсат в испарительные поверхности парогенератора 16. Образовавшийся в них насыщенный пар перегревается в пароперегревателе 17.

Конденсация пара в опреснительных установках исключает присос естественных примесей в питательную воду парогенераторов, так как давление пара выше, чем испаряемой воды. Однако поступление в нее продуктов коррозии стали вызвало определенные затруднения в организации водного режима парогенератора. Естественная циркуляция в испарителях паро-генерирующей установки целесообразна, так как существует возможность продувки испарителей, но принятая их конструкция с U-образными трубками Фильда затрудняла вывод железоокисного шлама и способствовала его отложениям в нижних (поворотных) участках трубок. Такие отложения особенно нежелательны в условиях повышенной тепловой нагрузки для жидкометаллического теплоносителя. В связи с этим в питательную воду парогенерирующей установки дозируется трилон Б, как это изложено в § 6.3 для парогенераторов АЭС с ВВЭР. Тем самым в воде испарителей железоокисные соединения оказываются в растворенном состоянии и эффективно удаляются с продувкой.

Только комплексонная обработка воды вывела парогенераторы блока БН-350 из аварийного состояния.

Принятие для парогенератора конструкции с трубками Фильда позволило конструкторам решить поставленную задачу минимальных затрат металла на сооружение парогенератора, однако это было сделано без учета вопросов надежности, в результате чего в течение ряда лет парогенераторы блока БН-350 находились в аварийном состоянии.

Конструкторы решили поставленную перед ними задачу, но следует помнить, что минимизация расхода металла на сооружение парогенератора не должна быть основной и тем более единственной задачей конструктора.