Реакторы атомных станций. Проектирование и эксплуатация

Атомная энергетика
Ядерные реакторы
Тепловые контуры атомных станций
Реактор ВВЭР
Кипящие реакторы
Реактор РБМК
Реакторная установка МКЭР -1500
Реакторы на естественном уране
Газоохлаждаемые реакторы
Реакторы HTGR
Атомные электростанции с натриевым
теплоносителем
АЭС с реактором БН-350

БРЕСТ: быстрый реактор брест со
свинцовым теплоносителем

Основы ядерной физики
Строение атомного ядра
ЭНЕРГИЯ СВЯЗИ АТОМНЫХ ЯДЕР
И ДЕФЕКТ МАСС
Ядерная реакция
Закон радиоактивного распада
Цепная ядерная реакция
Термоядерный синтез
Реакторы на быстрых нейтрона
Элементарная частица
Позитрон. Аннигиляция
Использование атомной энергетики
для решения проблем дефицита пресной воды
Ядерное опреснение
Варианты  плавучего энергоблока и
опреснительных установок
Схема процесса многостадийной
флеш-дистилляции для опреснения воды
Принципиальная гидравлическая схема
энергоопреснительного комплекса
Опыт использования опреснительных установок
в России и регионах мира
Проектирование и строительство
атомных энергоблоков
Работы по подготовке технологических решений
объектов атомной энергетики
Состав разделов проектной документации
Разделы проектной документации
Состав проектной документации
Особенности проектирования и конструкций
Проектирование линейных объектов
Техническое обследование зданий
Экспертиза проектной документации
Особенности компоновки АЭС на примере
проектных решений АЭС с ВВЭР-1200
Основным режимом работы АЭС является
работа в базовом режиме на 100 % мощности
Корпус реактора
Привод системы управления и защиты
Компоновка реакторного контура
Паровая турбина
Генеральный план
Здания и сооружения ядерного острова
Концепция безопасности
Радиационная и ядерная безопасность
производства
Социально-экономический аспект
обеспечения безопасности
Радиационная безопасность человека
Государственное нормирование в области
обеспечения радиационной безопасности
Обеспечение защиты населения

Реакторы-бридеры с быстрым спектром нейтронов

Атомные электростанции с натриевым теплоносителем

Жидкометаллический теплоноситель может использоваться в реакторах, как на тепловых, так и на быстрых нейтронах, в последнем случае коэффициент воспроизводства ядерного горючего больше единицы. Преимущество такого теплоносителя – возможность работы при низких давлениях (0,5 МПа) в первом контуре. Значительная в сравнении с водным и газовым теплоносителями плотность жидких металлов позволяет перекачивать малые объемы, т.е. уменьшать диаметр трубопроводов и расходы на собственные нужды, а также обеспечивать высокий коэффициент теплоотдачи от поверхности оболочки твэла к теплоносителю, что позволяет при той же температуре оболочки получать более высокие температуры теплоносителя. Пока для АЭС используется в качестве теплоносителя жидкий натрий, но рассматриваются и исследуются варианты использования эвтектических сплавов Na-K, Pb-Bi, а также Hg.

Жидкометаллический теплоноситель значительно осложняет оборудование АЭС и выдвигает довольно большое число инженерно-технических проблем. Поэтому АЭС с жидкометаллическими теплоносителями разрабатывают только применительно к быстрым реакторам – размножителям.

Одно из преимуществ жидкого натрия как теплоносителя – возможность создать высокое удельное энерговыделение в активной зоне, что приводит к уменьшению ее размеров. В связи с этим вероятность вылета нейтронов из активной зоны относительно велика и может достигать 30%. Эти нейтроны используются для воспроизводства топлива, для чего активная зона окружается воспроизводящим экраном, содержащим обедненный (отвальный) уран. Еще одно преимущество жидкого натрия как теплоносителя - возможность работы при высоких температурах. Это требует оболочек из стали 08Х18Н10Т, но позволяет использовать пар высоких параметров.

Жидкий натрий как теплоноситель выдвигает ряд требований к оборудованию и его эксплуатации. Температура плавления натрия 97ºС, поэтому для пуска станции необходим предварительный разогрев всего оборудования и трубопроводов. В зависимости от тепловой схемы пуск станции может потребовать от трех до пяти недель.

Если натрий радиоактивен, то бурная реакция его с водой может иметь особенно негативные последствия. В связи с этим обязателен промежуточный натриевый контур. Давление в промежуточном контуре поддерживается большим, чем в первом контуре. Тем самым обеспечивается отсутствие радиоактивности в промежуточном контуре, т.е. исключается контакт воды с радиоактивным натрием при появлении протечек между контурами.

Оборудование первого и промежуточного натриевых контуров существенно отличаются от применяемого при других теплоносителях. Так, в системе трубопроводов должны быть предусмотрены установки для очистки натрия от окислов и гидридов, так называемые холодные ловушки, обеспечивающие охлаждение некоторой части теплоносителя до температур, при которых оксиды выпадают в осадок и могут быть отфильтрованы.

Особые требования предъявляются к арматуре и циркуляционным насосам. Арматура при использовании натриевого теплоносителя должна быть кованной для предупреждения межкристаллической коррозии. Учитывая высокую теплопроводность натрия, приходится выдвигать такое требование, как стойкость арматуры против теплового удара, а малая вязкость натрия требует применения для арматуры твердых материалов, препятствующих задиранию.

Важное требование к арматуре для жидких металлов – отсутствие утечек через сальники. Оно обусловлено высокой стоимостью жидкости, а также тем, что протечка даже небольшого количества натрия опасна с точки зрения возникновения пожара и т.д. Обычные набивки в данном случае нестойки при высоких температурах, поэтому переходят к бессальниковым конструкциям со специальными уплотнениями иногда в комбинации с замораживаемыми уплотнителями и сальниками.

Относительная сложность эксплуатации АЭС с жидкометаллическим теплоносителем и наиболее высокая их стоимость побуждают вести поиск и других теплоносителей для реакторов на быстрых нейтронах. К их числу относятся, например, предложения использовать в качестве теплоносителя гелий.

Развитие ядерной индустрии в СССР