Курсовые
Черчение

Теплоэнергетика

Электротехника
Карта

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/

Опыт эксплуатации энергоблока

HD порно. Porno-s-malinoy.com: смотреть онлайн порно. Смотреть порно бесплатно.
Атомные станции с реакторами РБМК 1000