Реактор бн 800 реферат

Обновлено: 08.07.2024

В активных зонах ядерных реакторов протекает самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер урана, где ядро 235 U делится на два осколка под действием лишь одного нейтрона, но с испусканием уже двух-трех. Они, в свою очередь попадают в соседние ядра, при этом вызывают цепную реакцию. Осколки реакции деления имеют большую кинетическую энергию, которую они передают теплоносителю, который в свою очередь нагревается и испаряет контактирующую с ним воду, а образовавшийся пар вращает турбину генератора.
Следует сделать одно уточнение: под действием медленных нейтронов делится только 235 U. В природной смеси его содержится всего 0.7%, а в обогащённой 4–5%. Оставшуюся часть 238 U, который не делится, и не участвует в цепной реакции. Используя слабоактивный 238 U, эффективность топлива возрастет в несколько раз.
Для начала надо обратить внимание на нейтроны, испускаемые в реакции деления. При реакции деления вылетают нейтроны с большой кинетической энергией. Такие нейтроны называются быстрыми . Затем нейтроны проходят через воду, которая является теплоносителем. При прохождении они теряют свою энергию в несколько раз. Так они становятся медленными нейтронами, или тепловыми.
Но с тепловыми нейтронами взаимодействует только 235 U, а что касается 238 U, его сечение взаимодействие с медленными нейтронами на несколько порядков меньше. Но при взаимодействии с нейтроном он по средству цепочки реакций превращается в 239 Pu. Последний так же может быть использован в качестве ядерного топлива. Но как же его получить в достаточных количествах?


Рис. 1. Реакция получения 239 Pu

Решить эти задачи можно используя быстрые нейтроны. Оказывается, под действием быстрых нейронов 238 U тоже делится и выделяет энергию, а также поглощает быстрые нейтроны с образованием 239 Pu.
Но теперь вода, которая используется в качестве теплоносителя становится помехой: ведь она замедляет нейтроны, а нужны быстродвижущиеся частицы. И для этого нужно найти такое вещество, которое было бы жидким при температурах, существующих в реакторе, и при этом не замеляла нейтроны.
Проблемы с водой могут решить такие металлы как: натрий, калий, свинец и висмут, а также газ, такой как гелий. В наше время наибольшую популярность получил натрий. Хотя он бурно реагирует с водой. А при небольшом нагреве воспламеняется. Но по остальным характеристикам он оказался удобен и ученые решили пойти на риск, предложив его использовать в качестве теплоносителя.
Во-первых, натрий не замедляет нейтроны.
Во-вторых, в реакторах у которых вода является теплоносителем, требуется поддерживать высокое давление, так как воду приходится нагревать до 330°С, а ее давление составляет 160 атмосфер. Натрий при такой же температуре находится в жидком состоянии при нормальном давлении, и это гораздо безопаснее.
В-третьих, натрий не вызывает коррозию конструкционных материалов, из которых изготовлено реакторное оборудование и трубопровод. Так же натрий хорошо проводит и отдает тепло.

Многоразовое топливо

Внутри реактора на быстрых нейтронах

Топливом для реактора служит оксид урана (UO 2 ) обогащенный 235 U. Это более обогащенное топливо по сравнению с реакторами на медленных нейтронах. Это обогащенное топливо нужно только для запуска реактора.
В дальнейшем, когда из 238 U накопится достаточное количество 239 Pu, можно произвести топливо и дальше использовать его в реакторе. Такое топливо называется МОХ-топливом, и оно представляет собой смесь диоксидов (PuO 2 + UO 2 ). Созданием МОХ-топлива происходит с помощью радиохимической обработки.

Из высокообогащенного 238 U делают небольшие цилиндрические таблетки диаметром 7,57 мм и высотой 9-12 мм. Их помещают внутри полых стержней, изготовленных из циркония. Заполненные таблетками стержни (тепловыделяющие элементы, или твэлы) собирают в шестигранные тепловыделяющие сборки (ТВС). В каждой ТВС в среднем 126 твэлов.
Активная зона реактора БН-800 состоит из 644 ТВС. Вокруг нее расположена зона воспроизводства, в которой находятся еще 617 сборок из обедненного диоксида урана. Во внешней части ядерного реактора происходит производство ядерного топлива. В активной зоне происходит деление ядер 235 U или 239 Pu. Иными словами, под действием нейтронов, вылетающих из активной зоны, мы по средствам цепочки ядерных реакций преобразуем 238 U в 239 Pu. Активная зона и зона воспроизводства расположена в баке реактора.



Рис. 3. Тепловыделяющая сборка (ТВС)

БН-800

  1. Также основную роль в реакторе играют три контура теплообмена. В первом контуре расположен ядерный реактор, в котором происходит ядерная реакция. В нем выделяется большее количество теплоты, которое при помощи расплавленного натрия переносится дальше (во второй контур). Благодаря насосу натрий циркулирует по первому контуру, перенося тепло. Температура натрия на входе в активную зону составляет 354°С, а на выходе из нее 547°С. В теплообменнике он передает через стенку тепло натрию второго контура.
  2. Второй контур служит для передачи тепла от первого к третьему (воде). Он нужен для того, чтобы радиоактивный натрий не попал в воду. В нем поддерживается более высокое давление, чем в первом контуре. Это сделано для того, чтобы при пробое в стенке радиоактивный натрий не попал во второй контур.
  3. В третьем контуре содержится вода. Она при контакте со вторым контуром нагревается, при это испаряясь, и дальше этот пар вращает турбину, которая крутит генератор, вырабатывая электрическую энергию.

Первый запуск БН-800


Рис. 4 Последовательность ввода в эксплуатацию энергоблока №4 Белоярской АЭС

Система безопасности на БН-800

На Белоярской атомной электростанции на реакторе БН-800 разработаны новые системы безопасности. Площадка БН-800 не затапливается при ветровом нагоне и накате волн на берег со стороны Белоярского водохранилища. Сейши (стоячие волны) и цунами не характерны для водохранилища, поэтому опасности не представляют. Подтверждено также, что проект станции имеет достаточную защиту от ветра, смерча, экстремальных снегопадов и снегозапасов, гололеда, экстремальных температур воздуха, снежных лавин и наводнений, экстремальных осадков, приливов и отливов, ледовых заторов и зажоров на водотоках.
Помимо стандартных способов защиты реакторов на БН-800 разработан новый способ. Он способен погасить цепную реакцию в реакторе за 4 секунды. Он состоит из стержней, содержащих карбид бора. При включённом питании работают насосы, которые поддерживают положение стержней над активной зоной. При отключении питания они благодаря силе тяжести опускаются вниз и начинают поглощать нейтроны. Так они останавливают цепную реакцию. В БН-800 содержится 3 таких стержня.
Так же помимо пассивных стержней, в реакторе присутствуют активные стержни. Они срабатывают при подаче сигнала от аварийных датчиков. При повышении цепной реакции, сразу срабатывает система крепления стержней и они падают в активную зону, глуша цепную реакцию.



Рис. 5. Метод активных и пассивных стержней

Реакторы на быстрых нейтронах в мире. Итоги

Реакторы на быстрых нейтронах являются перспективной сферой производства эклектической энергии. По оценкам специалистов, на земле осталось 235 U на 100 лет. А значит, что в ближайшем будущем человечество начнет искать другие способы производства электроэнергии. Но легким и относительно дешевым способом производства будет использование реакторов на быстрых нейтронах, так как отработанного ядерного топлива будет в большем количестве и не надо будет добывать новую руду.
Также о реакторах можно сказать, что они также безопасны, как и любая другая электростанции. В наше время придумывается большое количество способов нейтрализации чрезвычайных происшествий, а это значит, что при должном контроле, этот способ производства электроэнергии является одни им самых выгодных и безопасных для природы и человечества.

Быстрый реактор БН-800 в замкнутом топливном цикле

Этапы разработки, создания и сооружения реактора БН-800 прошли весьма непростой и довольно долгий путь, что связано, в первую очередь с Чернобыльской аварией 1986 года и позже с определенными макроэкономическими и политическими процессами, которые происходили в то время в стране.

По решению Минсредмаша (и лично Министра Е.П. Славского) в 1976 г. проект БНК-600 был перепрофилирован на создание быстрого энергетического реактора с улучшенными (по отношению к БН-600) характеристиками с основной задачей – производство электрической энергии. В результате появился проект быстрого энергетического реактора БН-800 с полной загрузкой активной зоны МОХ-топливом. Увеличение мощности реализовалось в пределах корпуса реактора БН-600 за счет увеличения размеров активной зоны и выявленных резервов в поверхности теплопередачи промежуточного теплообменника.

Одновременно были развернуты работы по реактору большой мощности – первоначально 1000 МВт(э) в 1969-1970 гг., затем 1500 МВт(э) с 1971 г. и в 1974 г. был разработан эскизный проект реактора мощностью 1600 МВт(э). В 1980 г. выходит Постановление Правительства о сооружении на Белоярской и Южно-Уральской площадках по два блока быстрых энергетических реакторов, включающих БН-800 и БН-1600. Однако, в связи с некоторой задержкой по разработке реактора БН-1600, в 1983 г. вышло новое Постановление ЦК КПСС и Совета министров о сооружении четырех блоков БН-800: трех блоков на Южно-Уральской площадке и одного блока на Белоярской АЭС. Работы по сооружению блоков начались в 1984 г. (пуск первого блока предполагался в 1992 г.). На Южно-Уральской станции уже был выкопан котлован под 1-ый блок, была создана практически вся вспомогательная инфраструктура. Начались работы и на Белоярской АЭС.

Для обоснования этого проектного решения были проведены многочисленные исследования, включая расчеты, эксперименты на критических сборках и международные бенчмарки с участием ведущих специалистов СССР, США, Франции, Японии, Германии, Великобритании.

Реактор БН-800 включает в себя все основные принципиальные технические решения, которые были реализованы в БН-600. В БН-800 предусмотрены также новые технические решения, существенно повышающие безопасность установки:

Основные характеристики реактора БН-800

Основные характеристики активных зон реактора БН-800 для начального периода эксплуатации.

Характеристика Гибридная активная зона Активная зона с МОХ-топливом
Приведенный диаметр активной зоны, м 2,56 2,56
Высота активной зоны, см 90 90
Загрузка диоксида обогащенного урана, т 13,8 –
Загрузка таблеточного МОХ-топлива, т 1,57 16,4
Загрузка виброуплотненного МОХ-топлива, т 1,08 –
Интервал между перегрузками, эфф. сут. 155 155
Кампания топлива, сут. 465 465 (620*)
Среднее выгорание топлива, МВт·с/кг 64 66

* Для периферийных ТВС ЗБО

Наряду с выработкой электрической энергии основными задачами быстрого энергетического реактора БН-800 являются следующие:

Интересно, что история мировой атомной энергетики началась именно с реактора на быстрых нейтронах. 20 декабря 1951 года в Айдахо заработал первый в мире энергетический реактор на быстрых нейтронах EBR-I (Experimental Breeder Reactor) электрической мощностью всего 0,2 МВт. Позднее, в 1963 году, недалеко от Детройта была запущена АЭС с реактором на быстрых нейтронах Fermi – уже мощностью около 100 МВт (в 1966 году там произошла серьезная авария с расплавлением части активной зоны, но без каких-либо последствий для окружающей среды или людей).

А вот что было потом …

В СССР этой темой с конца 1940-х годов занимался Александр Лейпунский, под руководством которого в Обнинском физико-энергетическом институте (ФЭИ) были разработаны основы теории быстрых реакторов и построены несколько экспериментальных стендов, что позволило изучить физику процесса. В результате проведенных исследований в 1972 году вступила в строй первая советская АЭС на быстрых нейтронах в городе Шевченко (ныне Актау, Казахстан) с реактором БН-350 (изначально обозначался БН-250). Она не только вырабатывала электроэнергию, но и использовала тепло для опреснения воды. Вскоре были запущены французская АЭС с быстрым реактором Phenix (1973) и британская с PFR (1974), обе мощностью 250 МВт.

Однако в 1970-х в атомной энергетике стали доминировать реакторы на тепловых нейтронах. Обусловлено это было различными причинами. Например, тем, что быстрые реакторы могут вырабатывать плутоний, а значит, это может привести к нарушению закона о нераспространении ядерного оружия. Однако скорее всего основным фактором было то, что тепловые реакторы были более простыми и дешевыми, их конструкция отрабатывалась на военных реакторах для подводных лодок, да и сам уран был очень дешев. Вступившие в строй после 1980 года промышленные энергетические реакторы на быстрых нейтронах во всем мире можно пересчитать по пальцам одной руки: это Superphenix (Франция, 1985–1997), Monju (Япония, 1994–1995) и БН-600 (Белоярская АЭС, 1980), а теперь и БН-800 которые в настоящий момент является единственными в мире действующим промышленным энергетическим реактором.

Более того, этим способом можно перерабатывать излишки оружейного плутония, а также плутоний и младшие актиниды (нептуний, америций, кюрий), извлеченные из отработавшего топлива обычных тепловых реакторов (младшие актиниды в настоящее время представляют собой весьма опасную часть радиоактивных отходов). При этом количество радиоактивных отходов по сравнению с тепловыми реакторами уменьшается более чем в двадцать раз.

Почему же при всех своих достоинствах реакторы на быстрых нейтронах не получили широкого распространения? В первую очередь это связано с особенностями их конструкции. Как уже было сказано выше, воду нельзя использовать в качестве теплоносителя, поскольку она является замедлителем нейтронов. Поэтому в быстрых реакторах в основном используются металлы в жидком состоянии – от экзотических свинцово-висмутовых сплавов до жидкого натрия (самый распространенный вариант для АЭС).

Активная зона реактора на быстрых нейтронах устроена подобно луковице, слоями

370 топливных сборок образуют три зоны с различным обогащением по урану-235 – 17, 21 и 26% (изначально зон было только две, но, чтобы выровнять энерговыделение, сделали три). Они окружены боковыми экранами (бланкетами), или зонами воспроизводства, где расположены сборки, содержащие обедненный или природный уран, состоящий в основном из изотопа 238. В торцах ТВЭЛов выше и ниже активной зоны также расположены таблетки из обедненного урана, которые образуют торцевые экраны (зоны воспроизводства).

Тепловыделяющие сборки (ТВС) представляют собой собранный в одном корпусе набор тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) – трубочек из специальной стали, наполненных таблетками из оксида урана с различным обогащением. Чтобы ТВЭЛы не соприкасались между собой, и между ними мог циркулировать теплоноситель, на трубочки навивают тонкую проволоку. Натрий поступает в ТВС через нижние дросселирующие отверстия и выходит через окна в верхней части.

В нижней части ТВС расположен хвостовик, вставляемый в гнездо коллектора, в верхней – головная часть, за которую сборку захватывают при перегрузке. Топливные сборки различного обогащения имеют различные посадочные места, поэтому установить сборку на неправильное место просто невозможно.

Перед строящимся реактором БН-800 поставлены следующие важные задачи:

  • Обеспечение эксплуатации на MOX-топливе.
  • Экспериментальная демонстрация ключевых компонентов закрытого топливного цикла.
  • Отработка в реальных условиях эксплуатации новых видов оборудования и усовершенствованных технических решений, введенных для повышения показателей экономичности, надежности и безопасности.
  • Разработка инновационных технологий для будущих реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем:
    • испытания и аттестация перспективного топлива и конструкционных материалов;
    • демонстрация технологии выжигания минорных актинидов и трансмутации долгоживущих продуктов деления, составляющих наиболее опасную часть радиоактивных отходов атомной энергетики.

    Энергоблоки с реакторами на быстрых нейтронах могут существенно расширить топливную базу атомной энергетики и минимизировать радиоактивные отходы за счет организации замкнутого ядерно-топливного цикла. Подобными технологиями обладают лишь некоторые страны, и РФ, по признанию экспертов, является мировым лидером в этой области.

    Число ТВЭЛов N тв в ТВС

    Описание работы теплового контура БН- 800

    Установка выполнена по трехконтурной схеме. В первом и втором контуре теплоносителем является натрий, а рабочим телом паротурбинного (третьего) контура является вода. Особенность схемы – интегральная компоновка, при которой все основное оборудование первого контура размещено в общем баке реактора, заключенном в страховочный корпус.

    Нагретый в активной зоне (АЗ) натрий поступает в верхнюю часть промежуточного теплообменника (ПТО), и после охлаждения поступает в нижнюю часть бака. Циркуляция натрия в баке и активной зоне осуществляется главным циркуляционным насосом (ГЦН-1). Первый контур образован тремя включенными параллельно циркуляционными насосами и шестью промежуточными теплообменниками. Одной из замечательных особенностей натрия как теплоносителя является высокая температура кипения при атмосферном давлении (р = 0,1013 МПа, Т s = 883 ° C ), поэтому для получения высоких температур в контуре не требуются высокие давления. Температура натрия на входе в АЗ T вх = 354 ° С, а на выходе T вых = 547 ° С.

    Второй контур также имеет три параллельные петли, каждая из которых включает в себя два промежуточных теплообменника (ПТО), модульный парогенератор (ПГ), буферную емкость, циркуляционный насос второго контура (ГЦН-2). Давление натрия во втором контуре выбрано несколько выше, чем в первом, благодаря чему исключается попадание во второй контур радиоактивного натрия при разуплотнении промежуточного теплообменника.

    Третий контур состоит из 2 секций модульного парогенератора (ПГ): испарителя и пароперегревателя, промежуточного перегревателя (ПП) и одной турбоустановки.

    Затем пар производит работу в цилиндре низкого давления (ЦНД), поступает в конденсатор (К) и конденсируется. Паротурбинный контур замыкает система регенеративного подогрева конденсата и питательной воды. Питательная вода при температуре 211 ° С поступает в парогенератор.

    Выбор турбоустановки для АЭС с БН-800

    Для работы в моноблоке с РУ на быстрых нейтронах БН-800 на перегретом паре с тепловым циклом с промежуточным одноступенчатым перегревом пара выбрана паровая конденсационная турбина типа К-800-130/3000.

    Технические характеристики турбоустановки К-800-130/3000 [8] :

    · Начальное давление пара, 12,8 МПа

    · Начальная температура пара, 485 С

    · Длина РЛ (рабочих лопаток) последних ступеней ЦНД, 1200 мм

    Конструктивная схема турбины: ЦВД + 3 ЦНД, то есть один цилиндр высокого давления и три цилиндра низкого давления. Структура системы регенерации: 4 подогревателя низкого давления + деаэратор + 2 подогревателя высокого давления.

    Отличительные особенности тепловой схемы, по сравнению с типовой схемой, принятой для турбоустановок К-1000-60/3000 для АЭС с ВВЭР-1000:

    · применение в качестве греющего пара СПП отборного пара из ЦВД вместо свежего;

    · применение двух ПНД смешивающего типа №2 и №3, а не одного №2. Такое решение применено ЛМЗ в схемах турбоустановок для АЭС впервые и не имеет аналогов в мировой практике.

    Расчет КПД и тепловой мощности реактора

    Для производства электроэнергии в РУ БН-800 применяется цикл перегретого пара с промежуточным перегревом, представленный на рисунке 2. Значения теплофизических параметров в различных точках цикла представлены в таблице 2.


    Рисунок 2. Цикл паротурбинной установки для реактора БН-800

    Таблица 2. Значения теплофизических параметров пара в различных точках цикла

    Читайте также: