Реактор БН 600 Атомная станция с реакторами на быстрых нейтронах

Опыт эксплуатации энергоблока

 Сначала эксплуатации на энергоблоке БН-600 выработано более 69 млрд кВт.ч электроэнергии. При этом интегральный коэффициент использования календарного времени составил 77%, а интегральный коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) 69%. При проектном КИУМ 80% максимальное его значение 83% было достигнуто в 1992 году. Энергоблок БН-600 по показателям работы, которые учитывает Всемирная Ассоциация Операторов АЭС (ВАО АЭС), входит в первую половину лучших АС мира

Опыт эксплуатации энергоблока БН 600

      Эксплуатация энергоблока БН-600, в основном, подтвердила правильность принятых проектных решений. Вместе с тем, для повышения безопасности, надежности и эффективности работы оборудования был выполнен ряд реконструктивных работ.

      Прежде всего была существенно повышена надежность ядерного топлива. Проектная активная зона, состоявшая из тепловыделяющих сборок с обогащением по U235 21% и 33%, эксплуатировалась с 1980 по 1986гг. Максимальное выгорание топлива, которое удалось в ней достигнуть, составило 7% тяжелых атомов [т.а.). В течение следующих двух лет был осуществлен переход на активную зону с тремя вариантами обогащения (17%, 21% и 26% по U235) для снижения удельных тепловых нагрузок на твэл Максимальное выгорание топлива было повышено до 8,3% т.а. Следующая модернизация была осуществлена в течение 1991-1993гг. Основу ее составило применение наиболее радиационностойких и хорошо освоенных промышленностью конструкционных материалов. После этого удалось достичь выгорания топлива 10% т.а. Эта активная зона аттестована в качестве штатной. В настоящее время проводятся работы по увеличению выгорания более 11 % т.а.

 

Реактор БН 600
Бойлеры модернизированной теплофикационной установки

      За время эксплуатации накоплен большой опыт обращения с натриевым теплоносителем, использование которого потребовало решения двух сложных задач свести к минимуму вероятность течи натрия из контуров циркуляции и межконтурных течей в парогенераторах, обеспечить эффективное действие систем пожаротушения натрия в случае, если его утечка все же возникла Секционно-модульная конструкция парогенераторов показала большую эксплуатационную устойчивость при возникновении межконтурных течей. Такая конструкция позволяет при возникновении течи "вода-натрий" в любом из модулей вывести его из работы отключением секции и продолжать работу парогенератора без снижения мощности блока. Опыт работы подтвердил правильность принятой концепции парогенератора при имевших место 13 течах "вода-натрий" поте-. ря выработки электроэнергии составила всего 0,3%. Важным явилось повышение ресурса испарительных модулей с 50 до 105 тыс. часов, что позволило перейти к однократной их замене в период с 1991 по 1997 годы, вместо планировавшихся за весь срок службы энергоблока трех раз. Повышение ресурса обосновано результатами широкой программы исследований состояния испарителей и обеспечено ужесточением водно-химического режима, снижением против расчетного числа переходных и аварийных режимов, проведением периодических химических промывок.

      Главные циркуляционные насосы 1 контура в целом характеризует успешная работа. В начальный период имели повреждения муфты сцепления валов, что приводило к неплановым отключением петель. Повреждения вызывались совпадениями резонансных частот валов с частотами крутильных колебаний. После определения причин и отстройки частот вращения насосов от резонансов повреждения прекратились. В дальнейшем проведены модернизация валов и переход на нерегулируемый режим работы насоса при базовой нагрузке энергоблока, что полностью устранило причины повреждения насосов. Основными результатами работ по повышению надежности насосов явилось увеличение ресурса основных узлов насосов, в том числе ресурса рабочего колеса до 50 тыс. часов.
      На энергоблоке БН-600 проектом была предусмотрена теплофикационная установка мощностью, достаточной только для обеспечения объектов промплощадки. В результате проведенной реконструкции мощность ТФУ увеличена с 70 до 230 Гкал/час, и с 1988 года теплоснабжение города обеспечивается от энергоблока БН-600, что дает большую экономию мазута на котельных.

      В процессе эксплуатации на энергоблоке БН-600 был выполнен ряд мероприятий по повышению надежности оборудования, безопасности установки, а также НИОКР, в том числе наиболее значимые:

  • внедрение секторной системы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих сборок;
  • освоение химпромывки испарительных модулей парогенератора по штатной схеме с использованием питательных насосов;
  • освоение режима пуска энергоблока без использования пара котельной;
  • реконструкция дреножей парогенераторов и трубопроводов 3 контура;
  • модернизация систем пожаротушения.

      В процессе эксплуатации энергоблока должный уровень технической безопасности поддерживается постоянным проведением профилактических мер, к которым в первую очередь относятся периодическое техническое освидетельствование оборудования и трубопроводов, контроль металла, совершенствование режимов эксплуатации, проверка работоспособности систем и оборудования, важных для безопасности, замена выработавшего ресурс оборудования. Необходимо отметить освоение технологий замены внутриреакторного оборудования главных циркуляционных насосов 1 контура, механизмов перегрузки, элеваторов. Особую сложность представлял ремонт центральной поворотной колонны с ее подъемом, заменой подшипника шарового погона, очисткой от натрия, проведенный с применением специального скафандра.

      Наконец, наиболее важным и сложным по технологии и требуемым средствам является комплекс работ по определению остаточного ресурса оборудования энергоблока. Проектный срок службы энергоблока установлен 30 лет и заканчивается в 2010 году. В настоящее время работа по продлению срока эксплуатации энергоблока свыше 30 лет является приоритетной.

      За 19-летний период эксплуатации энергоблока БН-600 была решена поставленная при его сооружении задача демонстрация длительной, эффективной и безопасной работы энергоблока с реактором на быстрых нейтронах и натриевым теплоносителем.

В 1990-х годах специалисты Курчатовского института и ОКБ машиностроения имени Африкантова в Нижнем Новгороде (там создают реакторы для атомных подводных лодок, реакторы для плавучих АЭС, а также не пошедший в серию реактор ВВЭР-640 для АЭС в Казахстане и в Сосновом Бору) предложили проект высокотемпературного реактора с гелиевым теплоносителем. Гелий в качестве теплоносителя имеет большие преимущества. Он химически инертен и не вызывает коррозию. Он не меняет агрегатного состояния. Он не влияет на коэффициент размножения нейтронов. Наконец, горячий гелий удобно прямиком направлять в газовую турбину. Проект ГТ-МГР, к которому подключилась Национальная лаборатория в Окридже, американская компания General Atomics, французская Framatome и японская Fuji Electric, дает возможность создания нового типа экологически чистых АЭС с уникальными свойствами - способностью вырабатывать тепло при температурах более 1000 градусов, с высоким, по американской классификации самым высоким уровнем безопасности. Уже готов эскизный проект реактора и АЭС. Гелиевый реактор дает возможность поднять КПД до 50%, это прорыв по сравнению с ныне действующими реакторами с КПД 32%. Реактор и турбогенератор будут размещены под землей. Устройство гелиевой АЭС значительно проще, чем у традиционных. Гелиевые реакторы представляют большой интерес для получения водорода и водородной энергетики, которая является одним из наиболее перспективных путей решения энергетической проблемы. Кроме того, гелиевые реакторы могут быть использованы для опреснения воды, технологических процессов в химической, нефтеперерабатывающей, металлургической промышленности. Использование гелиевых реакторов для коммунальных нужд требует увеличения их мощности, и принципиальных сложностей здесь не видно. В качестве топлива для реактора будет использоваться оксид и карбид урана. Топливом может стать и оксид оружейного плутония, что делает этот проект особо привлекательным, ибо он помогает решить проблему утилизации этого материала. Отработанное топливо находится в такой кондиции, что его возвращение в оружейный цикл уже невозможно. Ввод в эксплуатацию 4-модульного реактора ГТ-МГР намечен на 2012-2015 годы. Тепловая мощность ГТ-МГР составит 600 мегаватт, электрическая - 285 мегаватт. Расчетный срок службы реактора - 60 лет /3/

Атомные станции с РЕАКТОРОМ ВВЭР-1000

Технологическая схема энергоблока Конструкция реактора ВВЭР-1000 Первый контур Система компенсации давления Система подпитки Система управления и контроля Система аварийного охлаждения активной зоны Система очистки теплоносителя Внутренняя шахта реактора Информационные источники Корпус реактора Блок защитных труб Верхний блок реактора Компоновка реакторного отделения Активная зона реактора ТВС активной зоны Перегрузка топлива

Опыт эксплуатации энергоблока

Атомные станции с реакторами РБМК 1000