2.4. Технологическая схема аэс с реакторами типа бн
АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (БН), реакторами-размножителями, используются для получения тепла и электроэнергии, а также для производства ядерного топлива. Технологическая схема энергоблока такой АЭС представлена на рисунке 2.3. Реактор типа БН имеет активную зону, где происходит реакция с выделением потока быстрых нейтронов. Эти нейтроны воздействуют на элементы из урана U-238, который в ядерных реакциях не используется, и превращают его в плутоний Рк –239. Последний может быть использован на АЭС в качестве ядерного горючего.
Теплоносителем в реакторе типа БН, как правило, используется жидкий натрий, который бурно реагирует с водой и паром. Поэтому, чтобы избежать при авариях контакта радиоактивного натрия первого контура с водой или водяным паром, схему АЭС выполняют трехконтурной (с жидкометаллическим промежуточным контуром).
Первый контур предназначен для снятия тепла с реактора и передачи его теплоносителю второго контура. Первый циркуляционный контур состоит из активной зоны и зоны воспроизводства (реактора 1) теплообменников 2 и насосов 3, связанных между собой каналами, по которым циркулирует теплоноситель (радиоактивный натрий).
На действующих и строящихся АЭС с реакторами, охлажденными жидким металлом, применяются два конструкционных варианта первого контура. В одном варианте (смотри рисунок 2.3) контур циркуляции теплоносителя состоит из нескольких петель и оборудование располагается в индивидуальных корпусах, соединенных трубопроводами. Такая компоновка называется петлевой или контурной. Во втором варианте все оборудование первого контура размещается в едином прочном корпусе. Это интегральная компоновка (баковая, погруженная). По второму варианту выполнены, в частности, установки типа БН-600.
Циркуляция теплоносителя первого контура в установках типа БН-600 осуществляется тремя главными циркуляционными насосами, с напора которых по напорным трубопроводам натрий поступает в напорную камеру реактора, где поток распределяется по тепловыделяющим сборкам (ТВС) активной зоны и зоны воспроизводства.
Пройдя
активную зону реактора, натрий с
температурой
С
поступает в шесть параллельно включенных
промежуточных теплообменников через
кольцевой зазор в защите вокруг активной
зоны.
Рисунок 2.3. Технологическая схема АЭС с реактором типа БН
Натрий
первого контура проходит сверху вниз
в межтрубном пространстве теплообменников
и выходит при температуре
С
в три переливные камеры, откуда забирается
насосами, которые подают его обратно в
реактор.
Нормальную работу первого контура реакторов типа БН обеспечивают системы очистки, приготовления, хранения, подачи и приема натрия, газовая система, система обогрева и т.д.
Высокая химическая активность натрия по отношению к кислороду воздуха обусловила применение инертного газа, исключающего непосредственный контакт расплавленного натрия с воздухом. Все натриевые системы выполняются герметичными, и газовые полости над теплоносителем заполняются осушенным и очищенным от кислорода газом, не взаимодействующим с натрием при рабочих температурах (аргон, гелий).
В состав газовой системы кроме газовых объемов реактора, насосов входят газовые баллоны-ресиверы объемом 4-5 м3 при давлении до 20 МПа, ловушки паров натрия, устанавливаемые на газовых линиях, система очистки газа.
Жидкометаллические
теплоносители имеют температуру
плавления
С,
поэтому для обеспечения разогрева
контуров перед заполнием теплоносителем
и поддержания его в горячем состоянии
служит система газового разогрева,
включающая газодувки, подогреватели,
а также внутренние и наружные камеры
обогрева корпуса реактора и другого
оборудования. Обогрев вспомогательных
систем с натрием осуществляется, как
правило, электронагревательными
элементами.
Параметры первого контура контролируются системой, включающей в себя ионизационные камеры, датчики температуры, давления, электромагнитные расходомеры, датчики числа оборотов ГЦН, тока и напряжения на электродвигателях ГЦН и на электромагнитных насосах. Главные циркуляционные насосы обслуживаются масляной системой, в состав которой входят насосы, холодильники, фильтры, трубопроводы с арматурой, система управления и контроля.
Все эти системы, обеспечивающие нормальную работу первого контура, требуют надежного электроснабжения.
Второй (промежуточный) контур предназначен для передачи тепла от первого контура рабочему телу в парогенераторах 5 (смотри рисунок 2.3) и пароперегревателях 4. В состав второго контура входят, кроме парогенераторов 5 и пароперегревателей 4, циркуляционные насосы 7 и вспомогательные системы, аналогичные системам первого контура.
В
установках типа БН теплоноситель
(нерадиоактивный натрий) с помощью
насосов 7 второго контура подается в
теплообменники 2 натрий-натрий, нагревается
в них до
С,
затем направляется в пароперегреватели
4 и парогенераторы 5, где, отдавая тепло
рабочему телу, охлаждается до
С
и поступает на вход циркуляционных
насосов 7. С целью исключения перетечек
активного натрия в неактивный (в
промежуточных теплообменниках 2) давление
во втором контуре больше, чем в первом.
В системе компенсации давления
используется аргон.
Назначение и состав третьего (пароводяного) контура такие же как у любой тепловой станции. Питательная вода поступает из главного конденсатора 10 (смотри рисунок 2.3) на всас конденсатного насоса 11 и далее в деаэратор 8. Питательным насосом 6 вода забирается из деаэратора и подается на парогенератор 5 (испаритель), где отбирает тепло у теплоносителя второго контура и превращается в пар. Пар из парогенератора поступает в пароперегреватель 4 и далее на турбину 9, где и срабатывается, вращая последнюю. Отработавший пар из турбины сбрасывается в главный конденсатор, где охлаждается, конденсируется и превращается в питательную воду.
Турбина связана муфтой М с генератором G, в котором механическая энергия превращается в электрическую энергию. Электрическая энергия подается на потребители собственных нужд (СН) и через повышающий трансформатор Т на открытое распределительное устройство (ОРУ).
Основное достоинство АЭС с реакторами типа БН- их способность воспроизводить ядерное горючее. Эти станции, как и другие АЭС, не имеют выбросов дымовых газов и не имеют отходов в виде золы и шлаков.
Основные недостатки:
большие удельные тепловыделения в охлаждающую воду;
низкий КПД
;необходимость надежного захоронения радиоактивных отходов.