Author: Бельтюков А.И. Карпенко А.И. Полуяктов С.А. Ташлыков О.Л.
Tags: электротехника общее машиностроение технология машиностроения ядерная энергетика (атомная энергетика) электростанции тепловые электростанции аэс атомные электростанции
ISBN: 978-5-321-02324-2
Year: 2013
Text
Уральский
федеральный
университет
имени первого Президента
России Б Н Ельцина
Уральский
энергетический
институт
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ
НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ. Часть 1
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ
С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ
НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ
ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Часть 1
Министерство образования и науки Российской Федерации
Уральский федеральный университет
имени первого Президента России Б. Н. Ельцина
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ
С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ
НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ
ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Учебное пособие
Под общей редакцией
профессора, доктора технических наук С. Е. Щеклеина,
доцента, кандидата технических наук О. Л. Ташлыкова
В 2 частях
Часть 1
Екатеринбург
УрФУ
2013
УДК 621.311.25:621.039.526(075.8)
ББК31.47я73
А92
Авторы: А. И. Бельтюков, А. И. Карпенко, С. А. Полуяктов, О. Л. Ташлыков,
Г. П. Титов, А. М. Тучков, С. Е. Щеклеин
Рецензенты:
Институт ядерной энергетики и технической физики Нижегородского государ-
ственного технического университета (директор института - доцент, канд. техн,
наук А. Е. Хробостов);
заместитель главного инженера по безопасности и надежности Белоярской
АЭС В. А. Шаманский
Атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах
А92 с натриевым теплоносителем : учебное пособие. В 2 ч. Ч. 1 /
А. И. Бельтюков, А. И. Карпенко, С. А. Полуяктов, О. Л. Ташлыков,
Г. П. Титов, А. М. Тучков, С. Е. Щеклеин; под общ. ред. С. Е. Щеклеина,
О. Л. Ташлыкова. - Екатеринбург : УрФУ, 2013. - 548 с.
ISBN 978-5*321*02324-2 (ч. 1)
ISBN 978-5-321-02325-9
Рассмотрены основные сведения из ядерной и нейтронной физики, физики и кинетики
ядериых реакторов иа быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.
Приведены особенности обслуживания систем и оборудования с натриевым теплоно-
сителем. Описаны тепловые схемы, основное оборудование и системы атомных электро-
станций с реакторами БН-600 и БН-800. Рассмотрены особенности реализации процедуры
ALARA иа Белоярской АЭС.
Систематизированы результаты опыта эксплуатации АЭС с реактором БН-600, приве-
дено расчётно-экспериментальное обоснование режимов эксплуатации энергоблока.
Рассмотрены системы обеспечения безопасности АЭС с реакторами на быстрых
нейтронах с натриевым теплоносителем.
Предназначено для персонала АЭС, студентов вузов всех форм обучения по специаль-
ностям атомно-энергетического цикла. Может быть использовано специалистами, занимаю-
щимися проектированием, эксплуатацией, обслуживанием АЭС е реакторами на быстрых
нейтронах с натриевым теплоносителем.
Библиогр.: 51 иазв. Табл. 55. Рис. 164.
УДК 621.311.25:621.039.526(075.8)
ББК31.47я73
ISBN 978-5-321-02324-2 (ч. 1) © Уральский федеральный
ISBN 978-5-321-02325-9 университет, 2013
© А, И. Бельтюков, А. И. Карпенко,
С. А. Полуяктов, О. Л. Ташлыков,
Г. П. Титов, А. М. Тучков,
С. Е. Щеклеин, 2013
список условных обозначений
Список условных обозначений
А - массовое число; активность распада, Бк
В - глубина выгорания, МВт сут/кг
В 2 '-'2
- геометрический параметр, м
&р - шаг решетки, мм
С - коэффициент Данкова-Гинзбурга
С, - концентрация ядер /-го изотопа
D - коэффициент диффузии, см
- диаметр активной зоны, мм
d - коэффициент проигрыша
rfo ' - диаметр твэла, мм
Е - кинетическая энергия нейтрона, эВ
Ее - энергия возбуждения, МэВ
£зи - кинетическая энергия запаздывающих нейтронов, МэВ
Екв - кинетическая энергия мгновенных нейтронов, МэВ
Ес - энергия сшивки, МэВ
£св - энергия связи нуклонов в ядре, МэВ
F - площадь поверхности, м2
Нш - высота активной зоны, мм
7„ - бесконечный резонансный интеграл, барн
7а эф - эффективный резонансный интеграл поглощения, барн
7ИСГ - интенсивность источника нейтронов, нейтр./с
kn - коэффициент размножения бесконечной среды
ку, кп кг - коэффициент неравномерности энерговыделения по объему,
радиусу и высоте активной зоны соответственно
Лэфф - эффективный коэффициент размножения
I - среднее время жизни одного поколения нейтронов в реакторе, с
L2 - квадрат длины диффузии, см2
М - масса ядра, а.е.м.
А/2 - квадрат длины миграции
- масса атомного ядра, а.е.м.
У - ядерная плотность, 1/см3
Na - число Авогадро, 1/моль
Мюн - номинальная мощность реактора, МВт
п - плотность нейтронов, нейтр./см3
Р, Q - вероятность взаимодействия нейтрона с ядром
2о - внутренний блок-эффект
Qi - внешний блок-эффект
q - относительное вредное поглощение
qo - основное поглощение
qx - вредное поглощение
г - координата по радиусу активной зоны, м
Яв.а. - радиус активной зоны, м
Т - период реактора, с
3
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НАБЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
11/2 Т1 t и V V Z Z ат ₽, - период полураспада, с - период удвоения мощности реактора, с - время, с - летаргия - объем, м3 - скорость нейтронов, см/с - координата по высоте активной зоны, м - число протонов в ядре - температурный коэффициент реактивности, 1/°С - доля выхода запаздывающих нейтронов i-й группы
Г Ур 3-, 8Эф £ - ширина резонанса, эВ; ширина энергетического уровня, эВ - коэффициент затенения в решетке - эффективная добавка, см - эффективная толщина отражателя, см - коэффициент размножения на быстрых нейтронах; средняя энергия связи нуклона в ядре
4 - среднее число нейтронов деления на один захват нейтрона в делящемся изотопе
0 X - коэффициент использования тепловых нейтронов - длина волны нейтрона, см; длина свободного пробега, см; постоянная распада, 1/с
X, Xfr Vf - средняя длина свободного пробега до рассеяния, см - транспортная длина свободного пробега, или длина переноса - среднее число нейтронов, образующихся в акте деления /-го нуклида
4 - параметр замедления; средняя логарифмическая потеря энергии в одном акте рассеяния
Р оп °C Vf C>in Vs Vt Vtr E T TT ГяР Ф Ф X V - замедляющая способность, см’1 - реактивность - микроскопическое сечение поглощения, барн - микроскопическое сечение радиационного захвата, барн - микроскопическое сечение деления, барн - микроскопическое сечение неупругого рассеяния, барн - микроскопическое сечение упругого рассеяния, барн - полное микроскопическое сечение, барн - транспортное микроскопическое сечение, барн - макроскопическое сечение, см’1 - возраст нейтронов, см2 - кампания топлива, сут - кампания реактора, сут - плотность потока нейтронов, нейтр./{см2-с) - вероятность избежать резонансного захвата „ -2 - ценность запаздывающих нейтронов, см - параметр Бэлла
4
ПЕРЕЧЕНЬ ПРИНЯТЫХ СОКРАЩЕНИЙ
Перечень принятых сокращений
АБ АВР АВР АЗ АЗ-Н АКНП АМН АМН-АМГ АПГН АПЭН АР АТО АЭС АЭУ БАЗ БАСМ ББН БВ БГК БелАЭС (БАЭС) БИК БОС БОУ - автомат безопасности - автоматическое включение резерва - аварийный ввод резерва - стержень аварийной защиты - стержень аварийной защиты петлевой - аппаратура контроля нейтронного потока - аварийный масляный насос - аварийный масляный насос уплотнения генератора - аэрозольные продукты горения натрия - аварийный питательный электронасос - автоматический регулятор - аварийный теплообменник - атомная электростанция - атомная энергетическая установка - быстрая аварийная защита - бак аварийного слива масла - бак буферный натриевый - бассейн выдержки - бак грязного конденсата - Белоярская атомная электростанция - блок ионизационных камер - барабан отработавших сборок - блочная обессоливающая установка
БРОУ - быстродействующая редукционно-охлаждающая уста- новка
БСС БЧК БЩУ ВПУ ВТО ВС ГИ ГИС ГМБ - барабан свежих сборок - бак чистого конденсата - блочный щит управления - валоповоротное устройство - воздушный теплообменник - вытяжная система (вентиляции) - гидравлические испытания - главный инженер станции - главный масляный бак турбины
5
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ ИА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
гпз гпп гцн ГЦН-1 ГЦН-2 д-6 дг ДРДМ дэс ЕЦ ЗПА зпк ЗРБ КВ ИМ - главная паровая задвижка - горячий промежуточный перегрев - главный циркуляционный насос - главный циркуляционный насос первого контура - главный циркуляционный насос второго контура - деаэратор (Р = 0,58 МПа (6 кгс/см2)) - дизель-генератор - дифференциальный регулятор давления масла - дизельная электростанция - естественная циркуляция - запроектная авария - защитно-перепускной клапан - золотник регулятора безопасности - коэффициент воспроизводства - испарительный модуль
к.з. КГО КГН кд кдэс - короткое замыкание - контроль герметичности оболочек (твэлов) - конденсат греющего пара - конструкторская документация - контейнерная дизельная электростанция
кз-щм - костюм защитный для работы со щелочными метал- лами
кид КИД-затвор КИП кис КИУМ КН кик кос кот КПД КРУ КС лмз - клапан избыточного давления - клапан избыточного давления-затвор - контрольно-измерительные приборы - клапан импульсный соленоидный - коэффициент использования установленной мощности - конденсатный насос - конденсатный насос конденсатоочистки - ключ отключения секции - ключ отключения турбины - коэффициент полезного действия - комплектно-распределительные устройства - компенсирующий стержень - Ленинградский металлический завод
6
ПЕРЕ ЧЕНЬ ПРИНЯТЫХ СОКРАЩЕНИЙ
МАВР - малогабаритный адсорбер для выведения радио- нуклидов
МВ МГС МОКС-топливо МКУ МОТ МП МР МУТ МЩ НАП нд нтд нчк ОАО ОИАЭ ОКО ОКП ОМ OMTC оп ОРР ОРУ отвс ОУОБ ОЯТ пвд пг пгс пз пи ПК пмн пнд ПНР - масляный выключатель - механическая гасящая смесь - смешанное оксидное (U, Рн) топливо - минимальный контролируемый уровень - маслоохладитель турбины - механизм перегрузки - магнитный расходомер - механизм управления турбиной - местный щит - насос аварийной подпитки - нормативный документ - нормативно-техническая документация - насос чистого конденсата - открытое акционерное общество - объект использования атомной энергии - отдел комплектации оборудования - огнезащитные кабельные покрытия - ограничитель мощности - отдел материально-технического снабжения - основной пароперегреватель - относительное расширение ротора - открытое распределительное устройство - отработавшая ТВС - отчет по углубленной оценке безопасности - отработавшее ядерное топливо - подогреватель высокого давления - парогенератор - парогазовая смесь - проектное землетрясение - пневматические испытания - предохранительный клапан - пусковой масляный насос - подогреватель низкого давления - пусконаладочные работы
7
атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
пп - промежуточный пароперегреватель
ППР - планово-предупредительный ремонт
Правила АЭУ - Правила устройства и безопасной эксплуатации АЭУ
ПРК - пускорезервная котельная
ПС - пожарная система
ПС - приточная система (вентиляции)
ПТО - промежуточный теплообменник
ПУБЭ - Правила устройства и безопасной эксплуатации
ПЭН - питательный электронасос
РАО - радиоактивные отходы
РБ - радиационная безопасность
РВД - ротор высокого давления
РДВД - расширитель дренажей высокого давления
РДВД - расширитель дренажей низкого давления
РДПГ - расширитель дренажей парогенератора
РЗА - релейная защита и автоматика
РК - регулирующий клапан
РКУ - реостатно-контакторное управление
РМН - резервный масляный насос
РМП-АМГ - рабочий масляный насос уплотнений генератора
РИД - ротор низкого давления
РОУ - редукционно-охладительное устройство
РПУ - резервный пункт управления
РР - растопочный расширитель
РР-13 -растопочныйрасширитель 13 ата
PC - стержень регулирующий
РСД - ротор среднего давления
РТ - ротор турбоагрегата
РУ - редукционное устройство
РУСИ - распределительное устройство собственных нужд
сди - система динамических измерений
с.н. - собственные нужды
8
ПЕРЕЧЕНЬ ПРИНЯТЫХ СОКРАЩЕНИЙ
САР - система автоматического регулирования и защиты тур- бины
САРХ-ВТО - дополнительная система аварийного расхолаживания с воздушным теплообменником
САЭ СИЗ СМР сн СНиП СОГ содс - система аварийного электроснабжения - средства индивидуальной защиты - строительно-монтажные работы - сливные насосы - строительные нормы и правила - система очистки газа - система обнаружения дефектных сборок
СОФШ - система обогрева фланцев и шпилек цилиндров тур- бины
спп СУ ССКГО СУПГ СУЗ - слабо перегретый пар - сбросные устройства - секторная система КТО - сбросные устройства парогенераторов - система управления и защиты
т.а. твс - тяжелые атомы - тепловыделяющая сборка
ТВЭЛ тг тз ТЗБ ТОиР ТОС ТУ ХОВ ФНИ хпп ХФЛ ЦВД ЦНД Цпк ЦСД ЦЦР - тепловыделяющий элемент - турбогенератор - техническое задание - технологические защиты и блокировки - техническое обслуживание и ремонт - теплообменник охлаждения статора генератора - технические условия - химобессоленная вода - фотонейтронный источник - холодный промежуточный перегрев - холодная фильтр-ловушка - цилиндр высокого давления - цилиндр низкого давления - центральная поворотная колонна - цилиндр среднего давления - цех централизованного ремонта
9
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
щвс щпт эвс эмв эмн эо эо эп эц ЯЭУ - щит вспомогательных систем - щит постоянного тока - эжектор водоструйный - электромагнитный выключатель - электромагнитный насос - эжектор основной - электрообогрев - эжектор пусковой - эжектор циркуляционный - ядерная энергетическая установка
10
ПРЕДИСЛОВИЕ
Предисловие
Перспектива развития атомной энергетики обоснованно связывается
сегодня с ядерной технологией, базирующейся на «быстрых» реакторах и
замкнутом топливном цикле. Последнее означает переработку отработав-
шего топлива АЭС и повторное использование наработанного в энергети-
ческих реакторах плутония.
Одним из основных условий успешной реализации данного иннова-
ционного направления развития атомной энергетики является наличие вы-
сококвалифицированных специалистов по эксплуатации и обслуживанию
систем и оборудования энергоблоков АЭС с реакторами на быстрых
нейтронах.
Представленное учебное пособие предназначено для подготовки, пе-
реподготовки, поддержания и повышения квалификации персонала по во-
просам обслуживания, эксплуатации и обеспечения безопасности устано-
вок с ядерными энергетическими реакторами на быстрых нейтронах с
натриевым теплоносителем.
В учебном пособии приведены общие сведения из ядерной и
нейтронной физики, данные об эксплуатирующемся в настоящее время
энергоблоке с реактором БН-600 и о строящемся энергоблоке с реактором
БН-800 Белоярской АЭС.
В книге использован опыт эксплуатации единственного в мире дей-
ствующего на протяжении более 30 лет промышленного энергоблока с ре-
актором БН-600.
Впервые приведены данные о методах расчетно-экспериментальпого
обоснования режимов эксплуатации АЭС с реактором БН-600.
В учебном пособии использован 50-летний опыт подготовки специа-
листов для атомной энергетики, повышения квалификации и переподго-
товки специалистов и руководителей ОАО «Концерн Росэнергоатом» на
кафедре «Атомные станции и ВИЭ» Уральского федерального универси-
тета.
Авторы глубоко признательны директору Департамента по эксплуа-
тации АЭС с канальными и быстрыми реакторами ОАО «Концерн Рос-
энергоатом» Быстрикову А. А. за оказанную помощь в работе над книгой.
В подготовке учебного пособия, кроме авторов, принимали участие
сотрудники Департамента по эксплуатации АЭС с канальными и быстры-
ми реакторами ОАО «Концерн Росэнергоатом» Егоров А. К. и Горше-
нин С. В.
Авторы выражают благодарность заместителю начальника отдела
радиационной безопасности (блок № 4) Белоярской АЭС Булатову В. И.
за полезные советы и помощь в подготовке главы 6 «Защита от ионизиру-
ющих излучений»; рецензентам: заместителю главного инженера по без-
11
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ с натриевым теплоносителем
опасности и надежности Белоярской АЭС Шаманскому В. А. и директору
Института ядерной энергетики и технической физики Нижегородского
технического университета доценту, кандидату технических наук
ХробостовуА. Е.; старшему преподавателю кафедры «Атомные станции и
возобновляемые источники энергии» УрФУ Климовой В. А. за работу по
подготовке рукописи учебного пособия к изданию; студентам этой же ка-
федры Лукьяненко В. Ю., Шаркайовой А. Н., Кальнишевскому А. В., Ба-
тенкову Д. И., Галяеву Р. В. за помощь в создании компьютерных графи-
ческих материалов для иллюстраций.
Авторы заранее благодарят всех, кто сочтет возможным высказать
свое мнение, сделать предложения и замечания по тексту книги в духе то-
варищеской критики и корпоративной этики.
Авторы
12
ВВЕЛЕНИЕ
Введение
Перспективность технологии реакторов с натриевым теплоносите-
лем и замкнутым топливным циклом определяется увеличением ресурс-
ной базы атомной энергетики примерно в 100 раз за счет использования в
топливном цикле всего природного урана при расширенном воспроизвод-
стве плутония, решением проблемы отработавшего ядерного топлива при
внедрении замкнутого топливного цикла, возможностью достижения со-
поставимых с тепловыми реакторами удельных капитальных затрат в пер-
спективных проектах реакторов на быстрых нейтронах, меньшей топлив-
ной составляющей по сравнению с тепловыми реакторами с учетом затрат
на обращение с радиоактивными отходами, наработки плутония и роста
цен на уран, достижением уровня безопасности, соответствующего требо-
ваниям к реакторным концепциям новых поколений.
БН-600 является единственным в мире действующим энергетиче-
ским быстрым реактором, успешно эксплуатирующимся с 1980 г. на Бе-
лоярской АЭС. Средний КИУМ (коэффициент использования установ-
ленной мощности) за весь срок эксплуатации после освоения полной
мощности составил 74,4 %, а за последние 5 лет - 78,8 %.
Среднее число аварийных остановов реактора на 7000 ч работы со-
ставляет 0,2 (по АЭС мира - 0,5 :0,7). За последние 5 лет аварийные оста-
новы реактора отсутствовали.
К настоящему времени достигнута средняя глубина выгорания окси-
дного уранового топлива 72 МВт-сут/кг (максимальная локальная -
104 МВт-сут/кг). Планируется - средняя глубина выгорания
74 МВт-сут/кг (максимальная локальная - 112 МВт сут/кг), в перспективе
- более 112 МВт-сут/кг.
В настоящее время получена лицензия на продление срока эксплуа-
тации до 2020 года. Таким образом, накопленный опыт проектирования,
изготовления и эксплуатации быстрых натриевых реакторов свидетель-
ствует о том, что данная технология в России является практически осво-
енной и по степени надежности и безопасности удовлетворяет требовани-
ям к перспективной ядерной технологии.
На реакторе БН-600 подтверждена возможность проведения ремон-
тов и замены оборудования в условиях интегральной компоновки первого
контура - исполнительных механизмов СУЗ, механизмов перегрузочного
комплекса, главных циркуляционных насосов, промежуточных теплооб-
менников и центральной поворотной колонны.
Особо слелует отметить технологические операции по выемке неко-
торых элементов реактора при их неисправности по нештатным схемам.
Уникальным явилось выполненное персоналом станции извлечение теп-
ловыделяющей сборки после разрыва ее чехла при перегрузке (без голов-
13
Л ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТЕНЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
ки для захвата механизмом перегрузки), что позволило предотвратить
длительный останов энергоблока.
Отечественная промышленность имеет освоенные технологии и
практический опыт изготовления оборудования для реакторов данного
типа. Это объясняет повышенный интерес других стран к российскому
опыту и знаниям в этой области. На основе БН-600 разработан и реализу-
ется проект энергоблока с реактором БН-800 электрической мощностью
880 МВт. Сооружение блока будет закончено в 2013 году. Проведение фи-
зического пуска - конец 2013 года, энергопуск - в 2014 году.
Реактор БН-800, разработанный на базе реактора БН-600, имеет
улучшенные технико-экономические показатели и характеристики без-
опасности.
Внедрение новых технических решений повышает безопасность,
экономичность и надежность энергоблока. В частности, предусмотрена
дополнительная аварийная защита реактора на пассивном принципе дей-
ствия. Введена аварийная система отвода остаточных тепловыделений
через воздушные теплообменники. Предусмотрено устройство для лока-
лизации расплавленных фрагментов активной зоны в постулируемой ава-
рии с отказом всех средств защиты реактора.
За счет оптимизации технических решений и сокращения количества
оборудования и систем снижена удельная металлоемкость реакторной
установки. При разработке проекта БН-800 в полной мере использован
положительный опыт БН-600 по обслуживанию, ремонту и эксплуатации
оборудования и систем.
БН-800 является необходимым этапом в создании серийного РБН.
В нем предполагается использование МОКС-топлива для утилизации
оружейного плутония с достижением выгорания МОКС-топлива до 15 %
т.а. и выше, проведение испытаний высокоплотных видов топлива, обес-
печивающих коэффициент воспроизводства на уровне 1,35-^1,45, преду-
сматривается отработка замкнутого топливного цикла на МОКС-топливе,
а также проведение работ по организации выжигания младших актинидов
как собственных, так и накопленных в тепловых реакторах. Проектный
срок службы увеличивается с 30 лет (БН-600) до 45 лет с перспективой его
продления до 60 лет.
Федеральной целевой программой по развитию атомного энерго-
промышленного комплекса России предусмотрена разработка проекта,
референтного для последующей серии, коммерческого энергоблока на
быстрых нейтронах электрической мощностью 1200 МВт. Этапы созда-
ния: 2008*^2015 гг. - разработка технического проекта реактора и выпол-
нение программы НИОКР, 2018 г. - ввод в действие головного энергобло-
ка на МОКС-топливе и организация его централизованного производства;
14
ВВЕДЕНИЕ
2021:2030 гт. - ввод в эксплуатацию малой серии энергоблоков суммар-
ной мощностью около 10 ГВт; 2030:2050 гг. - массовый ввод в эксплуа-
тацию энергоблоков с КВ до 1,35^-1,45 на МОКС - и нитридном топливе.
В проекте реактора БН-1200 не предусматриваются внешние натрие-
вые трубопроводы первого контура, что полностью исключает наиболее
опасный класс проектных аварий с течами радиоактивного натрия.
Все трубопроводы второго контура заключены в кожухи, что прак-
тически исключает течи нерадиоактивного натрия в помещения реактор-
ной установки.
Высокому уровню пожарной безопасности способствуют низкое
давление в натриевых контурах (не выше 1 МПа) и низкая коррозионная
активность натрия по отношению к используемым материалам.
Высокий КИУМ будет обеспечиваться непрерывной работой реакто-
ра в период между перегрузками в течение 330 суток при одном ежегод-
ном планово-предупредительном ремонте продолжительностью 30-35 су-
ток, включая перегрузку.
15
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
1. Сведения из ядериой и нейтронной физики
1.1. Состав ядра. Свойства ядерных сил. Дефект массы
Ядра атомов состоят из протонов и нейтронов.
Протон р - это положительно заряженная элементарная частица,
стабильная в свободном состоянии (протон - это ядро атома водорода).
Нейтрон п - нейтральная элементарная частица, нестабильная, в сво-
бодном состоянии распадается но схеме
п —> р + е + v, (1.1)
где е - электрон, a v - антинейтрино.
Протоны и нейтроны в ядре связаны силами ядерного взаимодей-
ствия.
Символически ядра обозначаются ^Х ; где X-символ химического
элемента; Z — порядковый номер, совпадающий с числом протонов в ядре;
А - массовое число. Число нейтронов обозначается N.
Общее число нейтронов и протонов А = Z + N называется массовым
числом, потому что эта величина очень близка к массе ядра, выраженной в
атомных единицах массы. Атомной единицей массы является 1/12 часть
массы нуклида l2C (1 а.е.м. = 1,660-1 О'24 г). Энергетический эквивалент
единицы атомной массы в мегаэлектрон-вольтах (1МэВ = I06 эВ =
= 1,602-Ю'13 Дж) равен 931,5 МэВ.
Масса электрона те = 9,109-1026 г = 5,486-10 4 а.е.м. (0,511 МэВ).
Масса нейтрона т„ = 1,675-10'24 г = 1,008 а.е.м. (939,573 МэВ).
Масса протона тр = 1,672-10'24 г = 1,007 а.е.м. (938,279 МэВ).
Изотопами называют атомы с одинаковым числом протонов Z и
различными массовыми числами А. В состав природного элемента входит
от одного до нескольких изотопов.
Одной из главных характеристик атомного ядра является его масса тя.
Масса атома М приближенно равна массе ядра тя и суммарной массе
электронов Zme:
M~m*+Z-me. (1-2)
Приближенность этого уравнения заключается в том, что в нем не
учтена масса, эквивалентная энергии связи электронов в атоме.
Ядра большинства природных изотопов - устойчивые системы.
Нейтроны и протоны удерживаются мощными ядерными силами притя-
жения, подавляющими расталкивающее действие кулоновских сил между
протонами.
16
I. СВЕДЕНИЯИЗЯДЕРНОЙ И НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ
Ядерные силы обладают следующими свойствами:
1) Зарядовая независимость. Ядерные взаимодействия между двумя
протонами (р-р), двумя нейтронами (п-п), протоном и нейтроном (р-п)
одинаковы.
2) Близкодействие. Радиус действия ядерных сил не превышает
1,440'13 см.
3) Насыщение. Каждый нуклон связан с ограниченным числом нук-
лонов, которые находятся от него не далее чем 1,44 О*13 см. Свойство
насыщения ядерных сил аналогично свойствам валентных связей в хими-
ческих соединениях. Среди легких ядер наиболее сильно связаны нуклоны
в а-частице. Два протона и два нейтрона в этом ядре образуют насыщен-
ную систему. Если добавить к а-частице еще один нуклон, то получится
нестабильное ядро. Насыщение ядерных сил наблюдается и в других яд-
рах.
Дефект массы. Если бы не было изменения энергии, обусловленно-
го действием ядерных сил (т. е. если бы нуклоны не притягивали друг
друга с большой силой), то масса ядра равнялась бы сумме масс состав-
ляющих его Z протонов и (А - Z) нейтронов. Масса атома в целом тогда
равнялась бы сумме этих величин плюс масса Z электронов. Однако сум-
марная масса свободных нуклонов больше массы покоя ядра.
Разность между суммой масс составляющих ядро нуклонов и массой
самого ядра называется дефектом массы и выражается в виде
Am = Z-mp + (А - Z)-m„ - тя, (1.3)
где тр - масса покоя протона; т„ - масса покоя нейтрона.
Учитывая связь массы и энергии (Е = т-с2), дефект массы можно
представить как массу, которая выделилась бы в форме энергии в процес-
се образования ядра из протонов и нейтронов. Это же количество энергии
(т. е. равное дефекту массы) необходимо сообщить ядру для расщепления
его на составляющие его частицы.
Энергия связи. Энергия, равная работе, которую необходимо совер-
шить, чтобы разделить ядро на нуклоны, называется энергией связи ядра
Е::з. Это суммарная энергия нуклонов в ядре, которая определяется ядер-
ными силами взаимодействия всех нуклонов и электростатическими си-
лами отталкивания протонов. Если массу выражать в а.е.м., а энергию - в
мегаэлектрон-вольтах (МэВ), то
£„ = 931Дт. (1.4)
Энергию связи можно выразить через массы нейтральных атомов -
исходного М и атома водорода Мн:
Ес& = 931-(г-Мн+ (A-Z)-m„-M). (1.5)
17
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Массы электронов, которые входят в формулу, исключаются, т. к.
они берутся до и после реакции с разными знаками.
Отношение полной энергии связи ядра к массовому числу дает сред-
нее значение энергии связи на один нуклон и называется удельной энерги-
ей связи е:
е =Еп!А. (1.6)
На рис. . 1 показана зависимость £ от массового числа нуклида.
Рис. 1.1. Зависимость удельной энергии связи от массового числа нуклида
Значение удельной энергии связи ядер растет с увеличением числа
частиц в ядре и мало зависит от их вида. С увеличением массового числа
элементов прирост энергии связи уменьшается за счёт кулоновских сил
отталкивания.
Увеличение энергии связи с ростом массового числа имеет некото-
рые особенности. Величина е сначала увеличивается и достигает макси-
мального значения 8,7 МэВ при А == 60. Последующие добавления частиц
в ядро ведут к постепенному ослаблению связи частиц. В области тяже-
лых ядер (Л > 200) величина е падает до 7,5 МэВ.
Поскольку силы притяжения (р-р), (р-п) и (п-п) приблизительно рав-
ны, то можно ожидать, что ядро будет устойчивым, когда отношение чис-
ла нейтронов к числу протонов будет близко к единице. Это имеет место в
ядрах с малым массовым числом.
18
I. СВЕДЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОЙ И НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ
Однако когда атомный номер растет, электростатическое отталкива-
ние между протонами начинает приобретать все большее значение. Элек-
тростатические силы являются силами дальнодействующими, поэтому
каждый протон отталкивает все другие протоны и сам отталкивается все-
ми протонами ядра. Таким образом, энергия отталкивания быстро увели-
чивается с увеличением атомного номера.
Чтобы преодолеть растущее отталкивание протонов и сохранить
устойчивость в более тяжелых элементах, их ядро должно содержать
большее число нейтронов, чем протонов. Тогда дополнительные силы
притяжения нуклон-нуклон частично компенсируют растущее отталкива-
ние протонов. Поэтому отношение числа нейтронов N=(A-Z) к числу
протонов (Z) в устойчивых тяжелых ядрах оказывается больше единицы
(рис. 1.2).
N
136
12В
120
112
104
96
88
80
72
64
56
48
40
32
24
16
8
о 8 16 24 32 40 48 56 64 72 80 88 Z
Рис. 1.2. Диаграмма нротон-нейтронного состава стабильных
и медленно распадающихся ядер
Кривая области стабильных ядер с увеличением массы ядра откло-
няется от прямой, которой соответствует равенство числа протонов и
нейтронов. Для стабильных легких ядер N/Z^ 1, для наиболее тяжелых
нуклидов N/Z ~ 1,5.
19
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
1.2. Понятие составного ядра
При исследовании ядерных реакций была разработана теория со-
ставного (промежуточного) ядра (Н. Бор, 1936 г.). Эта теория удовлетво-
рительно объяснила ядерные превращения при энергиях бомбардирующих
частиц до 50 МэВ.
Согласно модели составного ядра ядерная реакция нроходит две ста-
дии: сначала надающая частица поглощается ядром-мишенью, образуя со-
ставное ядро, а через короткий промежуток времени оно распадается, ис-
пуская частицу или фотон. При этом образуется другое ядро, называемое
остаточным ядром или ядром отдачи.
Существование составного ядра. Чтобы составное ядро можно было
рассматривать как реально существующую систему, его время жизни
должно быть больше времени, которое требуется падающей частице для
прохождения расстояния, равного диаметру ядра.
Время, необходимое для того, чтобы медленный нейтрон, скорость
которого примерно равна Ю5см/с, нрошел расстояние норядка 10'12см,
будет приближенно равно 10’17 с. Время жизни возбужденного составного
ядра во многих реакциях с тяжелыми ядрами примерно равно 10'14с
(рис. 1.3). Поскольку это время больше времени прохождения частицы че-
рез ядро по крайней мере в 1000 раз, то условия для возникновения со-
ставного ядра как реально существующей системы выполняются.
Составное ядро Испускание мгновенные нейтронов Испускание мгновенных у-квантов Испускание запаздывающих нейтронов ращения ; хуктов i 1вНИЯ :
~10'МС ~1014с
~102с Р=-преи про; дет
J -9 "" ~10 с МО лет :
Рис* 13* Стадии процесса деления: г — расстояние между образовавшимися ядрами; t - время
протекания стадий
Энергия возбуждения. Когда ядро-мишень захватывает падающую
частицу, получающееся составное ядро всегда находится в состоянии с
20
J. СВЕДЕНИЯ ИЗЯДЕРНОЙ И НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ
более высокой энергией, чем исходное ядро-мишень. Это состояние назы-
вается возбужденным состоянием. Энергетическое состояние ядра до за-
хвата падающей частицы называется основным.
Избыток энергии возбужденного состояния но сравнению с энергией
основного состояния называется энергией возбуждения. Эта энергия равна
сумме кинетической энергии захваченной частицы и ее энергии связи в
составном ядре:
Еъ = £кин + (1.7)
Вследствие сравнительно длительного времени жизни возбужденно-
го составного ядра способ его распада при данной энергии возбуждения
не зависит от способа его образования, а зависит только от нолной энер-
гии возбуждения, числа нуклонов и уровней энергии составного ядра.
Возбужденное составное ядро может потерять свою избыточную
энергию, испустив частицу (нейтрон, нротон, а-частицу), у-излучение или
даже распавшись на два меньших ядра. Пути, по которым осуществляется
переход в невозбужденное состояние, называются каналами реакции.
Энергетические уровни. Полная внутренняя энергия ядра имеет дис-
кретные уровни. Существование у ядра дискретных энергетических уров-
ней подтверждается экспериментально. Во-первых, возбуждение ядра,
приводящее к испусканию излучения, происходит лишь при определен-
ных энергиях бомбардирующих частиц. Во-вторых, энергии испускаемых
частиц соответствуют переходам между определенными уровнями.
На рис. 1.4 приведены схемы, иллюстрирующие качественный ха-
рактер распределения энергетических уровней ядра. На схеме длинная го-
ризонтальная линия обозначает основное состояние ядра, более короткие
линии изображают энергетические уровни. Показано, что уровни энергии
атомного ядра лежат относительно далеко друг от друга для низких энер-
гетических состояний, т. е. вблизи основного состояния, но все теснее и
теснее сближаются с ростом внутренней энергии ядра. Для очень высоких
энергий (15-5-20 МэВ и выше) уровни энергии лежат столь плотно, что их
можно рассматривать как непрерывный спектр.
а б
Рис. 1.4. Качественный характер распределения уровней в а - легких и б - тяжелых ядрах
21
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Для ядер со средними массовыми числами (от 100 до 150) проме-
жутки между уровнями вблизи основного состояния составляют около
0,1 МэВ. Однако если внутренняя энергия ядра превышает энергию ос-
новного состояния на величину порядка 8 МэВ, то расстояния между
уровнями лежат уже в интервале от 1 до 10 эВ. Для легких ядер расстоя-
ния между уровнями энергии заметно больше: вблизи основного состоя-
ния они порядка 1 МэВ. Когда внутренняя энергия ядра превышает энер-
гию основного состояния на 8 МэВ, то они равны примерно Ю4 эВ.
Расположение энергетических уровней в первом приближении опи-
сывается формулой
D = aexp^-ft-x/l?7), (1-8)
где D - среднее расстояние между уровнями, МэВ; Е* - энергия возбуж-
дения ядра, отсчитываемая от основного состояния, МэВ; а, b - коэффи-
циенты, постоянные для данного ядра: а - среднее расстояние между пер-
выми возбужденными уровнями, МэВ; b - константа, определяющая ско-
рость сгущения уровней при увеличении энергии возбуждения, МэВ'1/2.
Коэффициенты а и b зависят от массового числа ядра. Для легких
ядер а~ 1 МэВ, Ь~2 МэВ'1/2; для тяжелых а = 0,1 МэВ, Л = 4 МэВ'1/2. С
ростом энергии возбуждения уровни быстрее сближаются у тяжелых ядер.
Время жизни и ширина энергетических уровней ядра. Для составно-
го ядра в возбужденном состоянии существует несколько вероятных путей
распада, каждый из которых характеризуется средним временем жизни т,.
Среднее время жизни - это величина, обратная вероятности данного типа
распада в единицу времени, т. е. такой промежуток времени, в течение ко-
торого ядро остается в данном возбужденном состоянии, т. е. время от
возникновения до распада (по данному пути) возбужденного ядра.
Среднее время жизни возбужденного состояния т определяется по
формуле
1 х- 1
Г??
где индекс «/» указывает конкретный тип распада.
Каждый энергетический уровень (квантовое энергетическое состоя-
ние) ядра имеет некоторую ширину, которую можно рассматривать как
меру неопределенности в величине энергии для данного состояния1. Эта
мера называется ширина возбуждённого уровня Г. Другими словами, каж-
дый энергетический уровень ядра представляет собой некоторый интервал
энергий.
1 В соответствии с принципом неопределенности в квантовой механике чем точнее
определено значение энергии дня данного уровня, тем неопределённей время жизни состав-
ного ядра в этом энергетическом состоянии, и наоборот.__________________________
22
7. СВЕДЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОЙ И НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ
Среднее время жизни возбужденного состояния связано с шириной
возбужденного уровня энергии составного ядра соотношением
т = Ь/Г, (1.10)
где h = 4,13610’15 эВ-c - постоянная Планка.
Вероятность го того, что ядро имеет определенное значение энергии
вблизи данного уровня, носит резонансный характер (качественно это
представлено на рис. 1.5). За ширину уровня принимают ширину резонан-
са на ноловине его высоты.
Ширины уровней для тяжелых ядер при захвате ими нейтронов ма-
лых энергий (1 эВ или ниже) равны приблизительно 0,1 эВ. Время жизни
составных ядер в этом случае равно нриблизительно 71015 с.
Рис. 1.5. Качественная зависимость вероятности св от энергии £
На рис. 1.6 схематично показан процесс образования составного яд-
ра. Линия, обозначенная Ев, соответствует суммарной внутренней энергии
ядра-мишени и нейтрона, обладающего нулевой кинетической энергией.
Она больше энергии основного состояния на величину, равную энергии
связи нейтрона в данном составном ядре. Энергия £0 не соответствует ни
одному из квантовых уровней энергии составного ядра; в этом случае по-
глощения частицы не происходит и составное ядро не образуется.
23
атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
Нейтрон в этом случае просто отклоняется в поле ядерных сил, т. е. про-
исходит потенциальное рассеяние частицы.
Однако если нейтрон обладает определенным значением кинетиче-
ской энергии, достаточным для того, чтобы энергия системы, состоящей
из ядра-мишени плюс нейтрон, равнялась Е}, то энергия составного ядра
будет соответствовать одному из его квантовых состояний. Когда нейтрон
имеет кинетическую энергию Ei-Eo, можно сказать, что происходит резо-
нансное поглощение. Аналогично резонансное поглощение будет наблю-
даться для нейтронов с кинетической энергией, равной E^Eq, когда пол-
ная энергия системы Е2 эквивалентна другому квантовому уровню состав-
ного ядра (этим объясняется наличие нескольких резонансных пиков се-
чений).
Е 2..................................
Е,
Рис. 1.6. Образование составного ядра и уровни энергии
Поскольку каждый квантовый уровень энергии имеет определенную
ширипу, то существует больший или меньший интервал энергии частицы,
в котором наблюдается резонансное поглощение. Если ширина квантового
уровня больше расстояния между ними, как, нанример, в случае высоких
энергий, то упомянутый интервал энергии будет настолько велик, что
смежные области будут перекрываться. При этих обстоятельствах пред-
ставление о резонансном поглощении становится неприменимым.
24
1. СВЕДЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОЙ И НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ
1.3. Радиоактивность
Ядро как система взаимодействующих пуклонов может находиться в
различных энергетических состояниях. Состояние, при котором ядро
устойчиво, называется основным. Ядра, имеющие избыток энергии, нахо-
дятся в возбужденном состоянии. Причиной возбуждения могут быть
внутриядерные процессы или энергия, полученная извне при ядерных ре-
акциях.
Возбужденные ядра переходят в устойчивое состояние путем радио-
активного распада. Это самопроизвольное, случайное, с определенной
вероятностью превращение энергетически неустойчивого ядра в другое
ядро (или ядра) с новым зарядом, массой или энергетическим состоянием.
Способность вещества к самопроизвольному распаду называется радио-
активностью.
Способ распада ядра зависит от полной энергии возбуждения, числа
нуклонов и уровня энергетического состояния ядра. Основные реакции
радиоактивного распада приведены в табл. 1.1.
Таблица 1.1
Реакции радиоактивного распада
Наименование Реакция Пример
Альфа-распад *Х‘ £У+ Ше “Ри~>^и + :Не
Бета-распад >•-> "К+р’+б
Позитронный распад "С —> "В + р++ и
К-захват £Cr+>^52‘V
Гамма-распад 'Х‘^'Х+у “с'-^с+у
Нейтронный распад ”N->’5N+ln-> 1*О+р+и
Альфа-распад (а). При этом виде распада из радиоактивного ядра
излучается ядро атома гелия *Не, иначе называемое а-частицей. Альфа-
распад характерен для тяжелых элементов и часто сопровождается
у-излучением.
Бета-распад (р). При этом виде распада радиоактивного ядра излу-
чаются две частицы: электрон, называемый р-частицей, и антинейтрино,
обозначаемое символом б. Электронный бета-распад характерен для ядер
с избыточным числом нейтронов.
Позитронный распад (р+) характерен для ядер, имеющих избыточ-
ное число протонов и энергию, которая на 1,02 МэВ и более превышает
25
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕБЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
энергию основного состояния. При распаде ядра излучаются положитель-
но заряженный электрон (позитрон р1) и нейтрино и.
К-захват. Когда энергия ядра превышает энергию основного состо-
яния меньше чем на 1,02 МэВ, то позитронный распад произойти не мо-
жет. Переход ядра в более устойчивое состояние может произойти путем
захвата электрона, расположенного на наиболее близкой к ядру атома ор-
бите электронной оболочки атома - К-оболочки.
Гамма-распад. Ядро, получающееся в результате одного из описан-
ных выше типов распада, может иметь структуру, отвечающую мини-
мальному запасу энергии при данном числе нуклонов, т. е. будет нахо-
диться в основном состоянии. Если ядро будет иметь структуру из того же
числа протонов и нейтронов, не отвечающую минимальному запасу энер-
гии, то оно будет иметь избыточную энергию по сравнению с нормальным
состоянием, т. е. находиться в возбужденном состоянии. Такое ядро за
время порядка Ю’3 с перейдет в нормальное состояние, излучая энергию
в виде у-квантов. Гамма-распад не меняет ни заряда, ни массового числа
ядра.
Нейтронный распад. Этот процесс встречается очень редко и мо-
жет иметь место только в цепочке распада, если энергия возбуждения ядра
превышает энергию связи нейтрона в ядре, равную примерно 8 МэВ.
Процесс распада схематично изображают на энергетической диа-
грамме, которая показывает последовательные состояния ядра при распа-
де, а также характеристики излучений, испускаемых при переходе из од-
ного состояния в другое. Состояния ядра на схеме изображаются горизон-
тальными линиями, расположенными друг под другом или со сдвигом
вправо или влево (см. рис. 1.7). Верхний горизонтальный отрезок показы-
вает энергетическое состояние исходного ядра, а лежащий ниже горизон-
тальный отрезок - состояние ядра, образовавшегося в результате радиоак-
тивного распада. По краю линий указаны период полураспада и энергии
состояний в мегаэлектрон-вольтах, отсчитанные от принятого нуля. Если
лежащий ниже горизонтальный отрезок сдвинут вправо, это означает уве-
личение заряда Z при распаде (соответствует p'-распаду); если он сдвинут
влево, то Z уменьшается, что соответствует а-, р+ -распаду или К-захвату.
Если смещения отрезка нет, это соответствует у-излучению.
26
1. СВЕДЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОЙ И НЕЙРОННОЙ ФИЗИКИ
Рис. 1.7. Схемы распада Со-60 и Аг-41
Деление тяжелого ядра на два осколка сопровождается испусканием
нескольких нейтронов. Часть нейтронов испускается мгновенно, при этом
часть энергии излучается в виде у-квантов. Однако осколки и после этого
остаются в возбужденном состоянии с избытком нейтронов, которые пу-
тем p-распада превращаются в протоны, пока ядро не станет стабильным.
Некоторые осколки деления после первого p-распада испускают нейтро-
ны, запаздывающие по отношению к моменту деления ядра от долей се-
кунды до десятков секунд.
На рис. 1.8 приводится схема распада урана-235, которая представ-
ляется в виде:
“jU -> 2^Т11 + а + у + 4,559 МэВ. (1.11)
27
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРНЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рис. 1.8. Схема а-распада урана-235
Энергия распада определяется по формуле дефекта масс, т. е. энер-
гия распада равна разности энергий покоя материнского ядра и продуктов
распада, выраженных в а.е.м.:
Д£" = 931 тя |. (1.12)
\ |=1 )
Во многих случаях распада радиоактивного ядра наблюдаются мно-
гократные радиоактивные превращения, которые образуют цепочку ра-
диоактивных распадов. Радиоактивные цепочки называют радиоактив-
ными семействами. Между количествами радиоактивных нуклидов, обра-
зующихся последовательно один из другого, устанавливается динамиче-
ское равновесие. Заканчивается радиоактивное семейство стабильным
нуклидом.
Выделяют три семейства, имеющие исходным ядром природный
нуклид:
U(7L, = 4,5 1О9 лет) -> РЬ,
™ U(7?„ = 7,1 • 108 лет) РЬ,
иДТ11(7]/2 =1,4-10|0лет)--> ^РЬ.
Четвертое равновесное семейство начинается с искусственного нук-
лида нептуния:
«NpC^ =2,25 106лет)~> ^Bi.
Радиоактивный распад подчиняется экспоненциальному закону:
dN Ы-
---= “AczL z_ _ _
N (1.13)
N(t)=Noe*
28
1. СВЕДЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОЙ И НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ
где N и No - текущее (в момент времени I) и начальное (в момент времени
t$) количество радиоактивного нуклида; X - постоянная распада, с'1.
Постоянная (константа) радиоактивного распада представляет со-
бой вероятность распада ядра в единицу времени и измеряется в едини-
цах, обратных единицам измерения времени. Для каждого радиоактивного
изотопа X имеет определенное значение и изменяется в широких пределах.
Если радиоактивный изотон имеет несколько типов радиоактивности, то
общая постоянная распада равна сумме парциальных констант распада.
Графически закон радиоактивного распада представлен на рис. 1.9.
Среднее время жизни радиоактивного нуклида т = 1/Х равно проме-
жутку времени, в течение которого количество ядер уменьшится в е раз
(т. е. в ~2,7 раза).
Период полураспада Тщ = 0,693т - время, за которое число ядер
уменьшится в 2 раза.
Период полураспада Тщ различных радиоактивных изотопов лежит
в пределах от долей секунды до десятков миллиардов лет.
Активностью распада А называют скорость превращения радио-
нуклида в источнике (образце, материале), т. е. число распадов dN за ин-
тервал времени dt, отнесенное к этому интервалу:
Л dN , жг У 0.693N
А —----= kN = — =-----,расп./с.
Л т Г1/2
(1.14)
29
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ с натриевым теплоносителем
Уменьшение активности вещества происходит по экспоненциально-
му закону:
A(t) = Аое\ (1.15)
Единица измерения активности в СИ - распад в секунду - называет-
ся беккерель (Бк): 1 Бк= 1 с"1. Внесистемной единицей активности являет-
ся кюри (Ки): 1 Ки = 3,7 Ю10 Бк.
Отношение активности образца к массе, объему, количеству веще-
ства, площади поверхности или длине называют удельной, объемной, мо-
лярной, поверхностной или линейной активностью соответственно.
1.4. Ядерные реакции
Ядерные реакции - это превращения атомных ядер при их взаимо-
действиях с частицами, у-квантами или друг с другом. Обозначаются:
*X(a,b)%Y, ИЛИ (1.16)
(а, 6),
где X и Y - начальное и конечное ядра, а и b - вступающая в реакцию и
образующаяся частицы (ядра).
В ядерной реакции сохраняется число нуклонов и заряд, как и в слу-
чае радиоактивного распада. Во время реакции происходит только пере-
распределение заряда и числа нуклонов между ядрами и частицами.
Сохранение заряда и числа нуклонов помогает качественно опреде-
лить возможное направление протекания ядерной реакции. Вероятность
той или иной реакции зависит от типа ядер и энергии нейтронов, ядер и
у-квантов в момент взаимодействия.
Рассеяние частицы а - это реакция вида (а, а), когда бомбардирую-
щая и вылетающая частицы совпадают. Различают два вида рассеяния ча-
стиц.
При упругом рассеянии ядро и частица взаимодействуют как два
упругих шарика. В этой реакции внутреннее состояние ядра не изменяет-
ся, а между ядром и частицей происходит перераспределение кинетиче-
ской энергии.
Неупругое рассеяние сопровождается возбуждением ядра-мишени
без изменения его состава. Часть кинетической энергии неупруго рассеян-
ной частицы тратится на возбуждение ядра. Поскольку возбужденные
уровни ядра принимают дискретный ряд значений энергии, то неупругое
рассеяние возможно только при энергиях частицы, превышающих энер-
гию первого возбужденного уровня. Неунругое рассеяние сопровождается
испусканием у-квантов возбужденным ядром.
30
/. СВЕДЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОЙ И НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ
Радиационным захватом частицы а называют реакцию (а, у), когда
поглощение частицы а в радиационном захвате сопровождается испуска-
нием у-квантов.
В реакции (а, Ь) частица а поглощается, а вместо нее испускается ча-
стица Ь. Состав ядра-мишени изменяется, поэтому происходит ядерное
превращение.
1.5. Взаимодействие нейтронов с ядрами
Источники нейтронов. Источниками нейтронов могут являться:
• изотопные источники;
• фотонейтронные источники;
• ядерные реакторы;
• нейтронные генераторы и ускорители заряженных частиц.
В изотопных источниках нейтроны рождаются в результате либо
спонтанного деления, либо ядерной реакции (а, и) на легких ядрах,
например, 9Ве(а,п)12С. В качестве источников альфа-частиц используются
альфа-активные изотопы 2l0Po, 226Ra, 239Pu, 241Аш. Радий-бериллиевые
(Ra-Be) и полоний-бериллиевые (Ро-Ве) источники, где атомы а-
излучателей 210Ро или 22ERa равномерно перемешаны с атомами бериллия,
испускают а-частицы с энергиями 4,5+5 МэВ. Этой энергии хватает для
преодоления высоты потенциального барьера ядра бериллия, составляю-
щего около 4 МэВ. В результате взаимодействия испускаются нейтроны.
В фотонейтронных источниках генерация нейтронов происходит в
соответствии с реакцией (у, и). Многие естественные и искусственные ра-
диоизотопы излучают у-кванты, энергия которых больше энергии связи
нейтронов в ядрах 9В (1,63 МэВ) и 2Н (2,225 МэВ). Это и используют для
получения нейтронов в реакциях ?Н(у, »)*Н и 9В(у, п)8Ве. Если энергия
у-квантов постоянна, то получаются моноэнергетические нейтроны.
В ядерных реакторах нейтроны образуются в результате реакции де-
ления ядер топлива.
В нейтронных генераторах обычно используются реакции 3Н(^,н)4Не
и 2H(rf,w)3He, максимумы сечения которых находятся при небольших энер-
гиях. Эти реакции вызываются электростатически ускоренными дейтро-
нами d (ядрами дейтерия).
Классификация нейтронов. Нейтроны подразделяются на:
• тепловые (£„ < 1 эВ),
• промежуточные (1 эВ < Еп <0,1 МэВ) и
• быстрые (£„> 0,1 МэВ).
Соответственно весь интервал энергий нейтронов разбивают на три
области: тепловую, промежуточную и быструю. Промежуточные нейтро-
31
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ.
ны с энергиями от 1 до 1000 эВ часто называют резонансными, а соответ-
ствующую область энергий нейтронов - резонансной. Иногда тепловые и
резонансные нейтроны объединяют в одну группу медленных нейтронов.
Взаимодействие нейтронов с ядрами. Поскольку нейтрон не имеет
электрического заряда, ему не приходится преодолевать заметную силу
кулоновского отталкивания при приближении к атомному ядру. Следова-
тельно, даже медленные нейтроны, имеющие ту же кинетическую энер-
гию, что и обыкновенные молекулы газа, т. е. примерно 0,03 эВ при нор-
мальной температуре, могут легко вступать во взаимодействие с ядром.
, Вероятность взаимодействия между ядром и нейтроном для медлен-
ных нейтронов гораздо больше, чем для быстрых нейтронов с энергией
порядка нескольких тысяч электронвольт и выше. Этот факт, с точки зре-
ния классической физики, объяснялся следующим образом: при столкно-
вении нейтрона с ядром медленно движущийся нейтрон находится в сред-
нем больше времени вблизи ядра, чем быстро движущийся. Однако в
квантовой механике столкновение нейтрона с ядром рассматривается как
взаимодействие нейтронной волны с ядром. Эффективная длина волны
нейтрона обратно пропорциональна его скорости (энергии). Поэтому дли-
на волны медленного нейтрона больше длины волны быстрого нейтрона и
вероятность его взаимодействия с ядром соответственно увеличивается.
Первичная классификация взаимодействий нейтронов с ядром сво-
дится к двум процессам: упругое рассеяние в поле ядерных сил (обычно
называют потенциальным рассеянием) либо захват нейтрона с образова-
нием составного ядра.
При первом взаимодействии перераспределяется только кинетиче-
ская энергия и импульс нейтрона и ядра-мишени.
При захвате нейтрона ядром-мишенью образуется составное ядро в
возбужденном состоянии:
z^+oW+X, (1.17)
где $Х ~ ядро-мишень с массовым числом А и зарядом Z; л^Х' - составное
ядро; * - индекс возбужденного состояния ядра.
Переход в невозбужденное состояние может осуществляться раз-
личными путями (каналами реакции):
1) упругое рассеяние (л, п):
^х'-^х+^п, (1.18)
2) неупрутое рассеяние (п, п'), сопровождается испусканием
у-квантов при переходе ядра в основное состояние:
+ Х (1.19)
*X’->*X+Y,
32
Л СВЕДЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОЙ И НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ
3) радиационный захват (и, у). Иногда ядро-продукт получается не-
устойчивым и испытывает р-распад:
(1.20)
^‘Г-^+Р'+ч
4) деление ядра (и,У) с образованием двух ядер-осколков деления:
^x'^x;+zX, (1-21)
еда Z = Zi+Z2', А+1 =Ji+J2;
5) реакция (п, р) с вылетом протона
(1-22)
6) реакция (и, а) с вылетом а-частицы
(1.23)
7) реакция (и, 2и) с вылетом двух нейтронов
Л+г'Г->^+2> (1-24)
Захват нейтрона с последующим испусканием какой-либо частицы
(или нескольких частиц) представляет собой ядерное превращение. Но
испускаемой частицей может быть и нейтрон, тогда ядерного превраще-
ния нет, ибо конечное ядро не отличается от ядра-мишени. После испус-
кания нейтрона конечное ядро может остаться в основном или в одном
из возбужденных состояний. С энергетической точки зрения можно
рассматривать рассеяние упругое с сохранением кинетической энергии
и неупругое с потерей энергии, которая идет на возбуждение ядра отда-
чи. Эта энергия затем испускается в виде у-излучения, а ядро-мишень
возвращается в свое основное состояние.
Расстояния мевду энергетическими уровнями ядра вблизи основно-
го состояния приблизительно равны 0,1 МэВ для ядер со средними и
большими массовыми числами, а для ядер с малыми массовыми числами
эти расстояния больше. Следовательно, чтобы нейтрон испытал неупругое
столкновение, он должен обладать энергией не менее 0,1 МэВ.
Если же рассеивающее вещество имеет малое массовое число, то не-
обходимая энергия будет еще выше. Отсюда, неупругое рассеяние - поро-
говая реакция. Энергия порога, равная энергии первого возбужденного
уровня ядра, уменьшается с ростом массового числа А от нескольких мил-
лионов электронвольт до 0,1 МэВ. Следовательно, неупругое рассеяние
нейтронов происходит только в быстрой области и преимущественно на
тяжелых ядрах.
Процесс упругого резонансного рассеяния с образованием составно-
го ядра по результатам ничем не отличается от потенциального рассея-
ния. Однако вероятности этих процессов могут быть весьма различны и
по-разному зависят от кинетической энергии нейтрона. С ростом кинети-
33
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМТЕПЛОНОСИГЕЛЕМ
ческой энергии налетающего нейтрона процессы становятся все более
разнообразными. Например, если кинетическая энергия нейтрона больше
энергии связи нейтрона в ядре-мишени, то становится возможным про-
цесс с вылетом двух нейтронов из составного ядра. С дальнейшим ростом
энергии нейтрона возможны процессы (л, р), (п, пр), (и, Зп) и т. и. Эти
процессы нашли широкое применение в ядерной технике, однако замет-
ной роли в рассматриваемом интервале энергий они не играют.
При реакции радиационного захвата (п, у) ядро-мишень захватывает
нейтроны и образует составное ядро в возбужденном состоянии. Затем из-
быток энергии испускается в виде одного или нескольких у-квантов. Со-
ставное ядро переходит в основное состояние. Конечный продукт реакции
представляет собой ядро с тем же атомным номером, что и ядро-мишень,
но с массовым числом, большим на единицу. Захват нейтрона ядром с по-
следующим испусканием у-излучения должен быть связан с увеличением
отношения числа нейтронов к числу протонов. Поэтому продукт реакции
(и, у) может быть радиоактивным, особенно когда отношение числа
нейтронов к числу протонов в ядре-мишени уже близко к верхнему преде-
лу устойчивости для данного атомного номера. Если полученное ядро не-
устойчиво, то обычно оно является излучателем отрицательных р-частиц,
т. к. при этом типе распада лишний нейтрон заменяется протоном.
Наиболее примечательной из всех реакций (л, у) с нейтронами явля-
ется реакция, происходящая при взаимодействии 238U:
2*ич>-*2£и+у. (1.25)
Продукт реакции - 239U - имеет период полураспада 23 мин. Изотоп
239U испускает отрицательные р-частицы (электроны). Таким образом,
*’и->2’>Р+.’р. (1.26)
Дочернее вещество здесь представляет собой изотоп элемента с
атомным номером 93 и называется нептунием. В природе в количествах,
достаточных для обнаружения, он не существует. В свою очередь, 239Np
p-активен и имеет период полураспада 2,3 дня. Он распадается по схеме:
^NP^-Pu+> (1.27)
образуя при этом Ри-239 - изотоп элемента с атомным номером 94, кото-
рый называется плутонием.
Плутоний-239 является изотопом искусственно полученного элемен-
та и производится в значительных количествах в ядерных реакторах в ре-
зультате радиационного захвата нейтронов изотопом 238U. Ядро Ри-239
является а-излучателем. Период полураспада Ри-239 равен 24 000 лет; по-
этому этот изотоп сравнительно устойчив.
В табл. 1.2 представлены основные типы реакций, происходящих в
ядерном реакторе.
1. СВЕДЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОЙ И НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ
Таблица 1.2
Основные типы реакций, происходящих в ядерных реакторах
Реакция, сечение Уравнение Примечание
(и, л) Ф }н+01и->}п+01« “С+’н^С+’л Замедление нейтронов деления в замедлителе в активной зоне и в биологической защите, отражение в отражателе
(«,«') + о’и —> 2^U + >'+Y ^Zr+о’и —> ^Zr + Jo’+y Замедление нейтронов деления в активной зоне, конструкционных материалах, в биологической защи- те
(«, Y) Ф ^U+J^^U+Y ’JZr+Jw—>^Zt+y i,Na+o’« —> „Na+у ’"Cd+^-^Cd+y Поглощение нейтронов в активной зоне, конструкционных материалах, теплоносителе, замедлителе, биоло- гической защите. Поглощение нейтронов в регулирующих стерж- нях, выполненных из кадмия
(«>/) U + о‘л *X + f2r + v> + k Основная реакция, в результате ко- торой освобождается ядерная энер- гия, получаемая в ядерных реакто- рах. о - число нейтронов, к - а-, р-, у-частицы
(«>Р) “O+jH^N-bJp Реакция, приводящая к активации воды первого контура реактора
(«, а) ’jB+Jw—> jLi + jCi Поглощение нейтронов в регулиру- ющих стержнях, выполненных из бора. Регистрация замедленных нейтронов
(л, 2л) Фи 12С-ь01и^“С-ь2> Используется для регистрации плотности потока нейтронов с энер- гией выше пороговой
35
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
1.6. Сечения нейтронных реакций
Мерой вероятности взаимодействия нейтрона с ядром любого
нуклида является микроскопическое сечение ст, которое физически
можно представить как долю площади поперечного сечения ядра, по-
пав в которую налетающая частица вызывает ту или иную ядерную
реакцию.
Сечение реакции можно определить в следующем опыте. Пусть
на мишень (тонкую пластину из однородного вещества) перпендику-
лярно падает пучок моноэнергетических нейтронов (рнс. 1.10).
Нейтрон вызывает ядерную реакцию всякий раз, когда он пересекает
поверхность условного шара (кружок на рнс. 1.9), площадь попереч-
ного сечения которого равна о.
Количество ядерных реакций R, происходящих ежесекундно в
единице объема мишени, пропорционально плотности нейтронов и,
нейтрон/см3, их скорости у, см/с, и числу ядер Ns на единице площади
мишени:
R = o-«-v-^. (1.28)
Рис. 1.16. Определение сечения реакции
Если мишень, содержащая Nj ядер у-го сорта в единице объема, об-
лучать пучком нейтронов с плотностью п и скоростью v, то Ry - число ре-
акций /-го типа на j нуклидах, происходящих в единице объема мишени в
единицу времени:
Ry = Оу п v Nj. (1-29)
Эта величина называется скоростью взаимодействия /-го типа.
Коэффициент о характеризует вероятность взаимодействия нейтрона
с ядром, если на поверхность мишени падает пучок, состоящий из одного
36
1. СВЕДЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОЙ И НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ
нейтрона, а на 1 см2 мишени находится только одно ядро. Величина а
называется микроскопическим сечением реакции.
Произведение числа ядер в единице объёма вещества ДГЯ на микроско-
пическое сечение реакции ст называют макроскопическим сечением реакции:
Е = а-М. (1.30)
Физически X - это мера вероятности взаимодействия частицы с яд-
рами вещества при пробеге частицей пути длиной в 1 см.
Единицей измерения и в СИ является квадратный метр (сантиметр).
Используется внесистемная единица барн (б): 16= Ю'24 см2. По порядку
величины 1 барн - это площадь поперечного сечения ядра.
Сечение реакции не совпадает с геометрическим сечением ядра. Так,
сечение реакции 235U для нейтронов с энергией £„ = 0,025 эВ составляет
705 барн, а геометрическое сечение ядра - около 2,5 барн. Это объясняет-
ся тем, что нейтроны, движущиеся со скоростью v, имеют длину волны
Х = Ь/(щл-у), (1.31)
где h - постоянная Планка; тп - масса нейтрона. Поэтому нейтроны не-
больших энергий взаимодействуют с ядрами как волны, а тогда сечение
реакции должно быть пропорционально 1/v.
Число ядер в единице объема, или ядерную плотность, см'3, опреде-
ляют по формуле
^я = ^д-р/М, (1.32)
где NA = 6,02213674О23 моль1 - постоянная Авогадро; М - молярная
масса, г/моль; р - плотность вещества, г/см3.
Полное микроскопическое сечение нейтронной реакции ст; складыва-
ется из парциальных сечений:
О/=сг5+Ош + сгв, (1.33)
где ст, - сечение упругого рассеяния; ст(И - сечение неупругого рассеяния;
ста - сечение поглощения.
Для большинства ядер в интервале энергий Ю'3-407 эВ
ст, = а5 + ая. (1.34)
Учитывая все возможные процессы, в которых поглощается нейтрон,
сечение поглощения сгя представляется как сумма парциальных сечений:
= стс +аа + (1.35)
где ас - сечение радиационного захвата; сга - сечение реакции (и, а);
сечение деления.
В табл, 1.3 представлены микроскопические сечения реакций по-
глощения для некоторых изотопов. У большинства изотопов наблюдается
только радиационный захват нейтронов (сга = ас) с энергиями до 5 МэВ. Од-
37
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
нако для изотопов В-10 и Li-б характерна реакция (и, a) (crfl = а у изото-
па U-235 радиационный захват конкурирует с делением ядра (crfl = сгс+ а/).
Таблица 1.3
Микроскопические сечения реакций поглощения для некоторых изотопов
Изотоп Микроскопическое сечение, барн
о, Gc «V Оа
уВс 7 7 0,01 0,01 - -
12С 4,8 4,8 0,0034 0,0034 - -
нгв 4014 4,0 4009,5 0,5 - 4010
2”и 704 10 694 112 582 -
Сечение поглощения в тепловой области для большинства изотопов
изменяется по закону 1/v. Далее при увеличении скорости нейтронов про-
исходит уменьшение вероятности их поглощения. Это связано с тем, что
при увеличении скорости нейтронов уменьшается длина волны нейтрона,
а последнее приводит к уменьшению времени взаимодействия нейтрона с
ядром и соответственно к уменьшению импульса силы притяжения.
Следовательно, микроскопическое сечение зависит от энергии
нейтронов. Пример такой зависимости для микроскопического сечения
неупрутого рассеяния показан на рис. 1.11.
Сечение неунрутого рассеяния становится отличным от нуля при
энергии порога. Оно достигает максимального значения для энергий
Рис. 1.11. Зависимость сечения неупругого рассеяния от энергии нейтронов
38
1. СВЕДЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОЙ И НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ
Можно выделить некоторые общие черты для зависимостей полных
и нарциальных микроскопических сечений от энергии нейтрона:
• для энергетической кривой полного сечения за резонансной обла-
стью (при попадании в которую вероятность реакции резко увеличивает-
ся) всегда следует гладкая область;
• энергия первого резонанса, как правило, тем меньше, чем тяжелее
wo;
• сечения реакций, не имеющих порога, в среднем уменьшаются с
увеличением энергии.
В качестве иллюстрации на рис. 1.12 приводится график зависимо-
сти полного ст и парциальных стс и ст(П сечений железа от энергии нейтро-
нов.
Рис, 1,12, График зависимости полного а и парциальных оу и сечений железа от энергии
нейтронов
Общую систематику различных типов реакций нейтронов с атомны-
ми ядрами удобно проиллюстрировать на диаграмме А - Е. На рис. 1.13
показаны условные области нейтронных реакций в зависимости от энер-
гии нейтронов Е и атомного веса ядра А.
39
атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
Радиационный
захват
Рис, 1,13, Условные области нейтронных реакций в зависимости от энергии нейтронов Е
и атомного веса ядра А
Резонансный захват. Для определенных значений энергии вероят-
ность того, что падающая частица будет захвачена и образуется составное
ядро, исключительно велика. Например, на рис. 1.14 показан график зави-
симости полного еечения реакции ('ап + 232Th) от энергии нейтронов.
Из графика видно, что при определенных энергиях вероятность взаимо-
действия с ядром значительно больше, чем при других близких энергиях.
Такая энергия называется резонансной, и на графике ей соответствует ре-
зонансный пик.
Отмеченное увеличение вероятности захвата происходит тогда, ко-
гда энергия падающей частицы такова, что возникающее возбужденное
состояние составного ядра очень близко к одному из его квантовых состо-
яний (или ядерных энергетических уровней). Именно этот эффект объяс-
няет природу резонансного поглощения.
40
I. СВЕДЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОЙ И НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ
Энергия нейронов, эВ
Рис, 1,14. Зависимость полного сечения реакции („и + 232Th) от энергии нейтронов
Поведение нейтронов в ядерном реакторе. Поскольку типичный со-
став активной зоны реактора на быстрых нейтронах образуют ядра сред-
ней и тяжелой массы; 2Э9Рп,23 8U, 235U, Fe, Na, то необходимо оценить их
влияние на поведение нейтронов.
Влияние неделящихся элементов. Нед едящимися можно назвать эле-
менты, у которых порог деления выше суммы энергии связи в ядре
(Е~6-Н 0 МэВ) и кинетической энергии нейтрона, выделяющегося при
делении (Е~ 0: К) МэВ). К неделящимся элементам принадлежат все эле-
менты с А < 230. Основными видами взаимодействия нейтронов с ядрами
неделящихся элементов в активной зоне реактора на быстрых нейтронах
являются рассеяние и захват.
Неупругое рассеяние является основной причиной первоначального
замедления нейтронов деления. Этот процесс в значительной степени
формирует спектр нейтронов в активной зоне реактора на быстрых нейтро-
нах. В неупругое рассеяние при больших энергиях вносят вклад все ядра,
имеюпщеся в активной зоне. При более низких энергиях (ниже 5-10 кэВ)
замедление нейтронов определяется упругим рассеянием на ядрах малой и
средней атомной массы. Таким образом, после первоначального сброса
энергии за счет неупругого рассеяния дальнейшее замедление нейтронов
определяется упругим рассеянием.
Поглощение нейтронов неделящимися ядрами активной зоны реак-
тора на быстрых нейтронах происходит за счет реакций радиационного
захвата (с испусканием у-кванта) и захвата с испусканием заряженных ча-
стиц, причем первая реакция является, как правило, основной. Радиацион-
41
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С FEA ЕГОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
нь1й захват происходит главным образом на ядрах средней и тяжелой мас-
сы. В области быстрых энергий нейтронов сечения радиационного захвата
различных конструкционных материалов сравнимы по своей величине и
существенно меньше, чем в области энергий тепловых нейтронов. Это
позволяет использовать в быстром реакторе практически любые кон-
струкционные материалы.
Влияние делящихся и сырьевых элементов. Делящимся обычно назы-
вают ядро, у которого порог деления равен нулю, следовательно, погло-
щение медленного нейтрона с большой вероятностью приводит к делению
такого ядра. Среди естественных элементов только ядро 23 5U можно
назвать делящимся в этом смысле. С помощью реакции деления ?55U уда-
лось получить в значительном количестве и другие делящиеся нуклиды:
233U, 239Рп, 24IPu и т. д. Все эти ядра имеют четное число протонов и нечет-
ное число нейтронов (четно-нечетные ядра).
Сырьевыми называют ядра тяжелых элементов, которые не являются
делящимися в исходном состоянии, но после радиационного захвата
нейтрона и последующего 0-распада превращаются в делящиеся. Эти ядра
являются четно-четными.
На рис. 1.15 показана зависимость сечения деления тяжелых ядер,
содержащихся в топливной композиции реактора на быстрых нейтронах,
от энергии нейтрона.
Рис. 1,15. Зависимость сечения деления тяжелых ядер, содержащихся в топливной компози-
ции реактора на быстрых нейтронах, от энергии нейтрона
42
I. СВЕДЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОЙ И НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ
При делении ядер испускаются нейтроны с энергией до ~20 МэВ.
Многие из этих нейтронов производят деление сырьевых изотопов 238U,
240Pu, 232Th. Как видно из рис. 1.15, сечения деления сырьевых изотопов
возрастают до значения в несколько барнов только в области быстрых
энергий нейтронов. В тепловой области сырьевые изотопы в основном
захватывают нейтроны.
Сечение деления основных делящихся изотопов 235U и 239Ри в быст-
рой области относительно невелико и находится в пределах 1-5-2 барн.
В тепловой области сечение возрастает в несколько раз.
1,7, Основные характеристики нейтронов
Нейтроны (нейтронное поле) в реакторе имеют определенные харак-
теристики. Нейтронное поле - это совокупность свободных нейтронов,
движущихся и определенным образом распределенных в объеме матери-
альной среды.
Плотность нейтронов определяется как отношение числа нейтро-
нов dn (нейтр.) в элементарной сфере в момент времени t к объему этой
сферы dV (см3), т. е. число нейтронов в единице объема
w^r,£',rj = ^, нейтр./см3. (1.36)
Радиус-вектор г здесь указывает координаты элементарной сферы.
Второй из основных характеристик служит скорость движения
нейтронов у, см/с, или их кинетическая энергия.
Плотность потока нейтронов — это отношение числа нейтронов,
ежесекундно падающих на поверхность элементарной сферы, к площади
поперечного сечения этой сферы. Физически плотность потока нейтронов
можно представить как суммарный путь, который проходят все нейтроны
со скоростью у, см/с, в единице объёма dVза единицу времени dt, или
Ф(г,Е,1) - n{r,E,t)• v. нейтр./(см2-с). (1.37)
Флюенс нейтронов - отношение числа нейтронов dn (нейтрон), про-
никающих в объём элементарной сферы, к площади поперечного сечения
згой сферы dS (см2), т. е. суммарное количество нейтронов, прошедших
через единицу площади поверхности за время t (с):
F = ^ = <S)-tt нейтр./см2, (1.38)
Флюенс нейтронов считают, как правило, для некоторого промежут-
ка времени, т. е. эта величина имеет временные рамки.
Скорость взаимодействия связана с плотностью потока нейтронов
соотношением:
Ф(?,г) = /г,./(№() = ^/2-’ (1-39)
где индекс i обозначает тип взаимодействия.
43
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА быстрых нейтронах с на триевым теплоносителем
1.8. Замедление нейтронов
В ядерном реакторе источником нейтронов служит реакция деления
тяжелых ядер. При делении образуются быстрые нейтроны, которые по-
степенно отдают свою энергию в результате упругих и неупругих взаимо-
действий с ядрами среды. Процесс потери энергии нейтроном называется
замедлением. Конечным итогом процесса замедления нейтронов в тепло-
вом реакторе является полпая потеря ими энергии - все нейтроны стано-
вятся тепловыми.
.Потеря энергии нейтроном при упругом рассеянии зависит от тина
столкновения нейтрона и ядра, а также от массы ядра. Столкновения
нейтронов с ядром могут быть двух типов: центральные и нецентральные.
Потеря энергии при нецентральных столкновениях меньше, кроме того,
она уменьшается при увеличении массового числа ядра.
Кинетическая энергия нейтронов на протяжении большей части про-
цесса замедления значительно выше, чем кинетическая энергия теплового
движения атомов среды, а также их энергия связи в молекуле или кри-
сталлической решетке Еу-Ш » Еу-Ш атомов. Поэтому при энергиях нейтронов
выше 1 эВ можно сделать следующие допущения:
1. Во всем энергетическом интервале от 1 эВ до 10 МэВ нейтроны
теряют свою энергию только в результате упругого сферически-
симметричного рассеяния.
2. Процесс упругого рассеяния происходит на неподвижных и сво-
бодных ядрах.
Замедляющие свойства вещества определяются величиной скорости
уменьшения кинетической энергии нейтронов в единичном объёме веще-
ства в единицу времени. Чем больше реакции рассеяния происходит в
единице объема среды в единицу времени, тем больше энергии отнимает
этот единичный объём вещества у замедляющихся в нём нейтронов и тем
лучшим замедлителем может служить это вещество.
Скорость взаимодействия - рассеяние нейтронов на ядрах вещества
можно определить по формуле
(1.40)
Таким образом, вещество будет тем лучшим замедлителем, чем
больше величина его макросечения рассеяния .
На рис. 1.16 показана закономерность уменьшения нейтроном энер-
гии в последовательных рассеяниях на ядрах однородной среды:
Et=Ea-exp(-^-k\ (1.41)
где к - номер рассеяния; Ек - потеря энергии в А-м рассеянии;
Eq - начальная энергия; £ - параметр замедления.
44
I. СВЕДЕНИЯ КЗ ЯДЕРНОЙ И НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ
В обычной системе координат (Е - к) дискретный процесс уменьше-
ния нейтроном энергии имеет вид лесенки с разновысокими ступенями.
В полулогарифмической системе координат (1п£ - к) тот же процесс за-
медления трансформируется в лестницу со ступенями равной высоты.
£
----
Рис. 1.16, Уменьшение энергии нейтрона в последовательных столкновениях с ядрами среды
Средняя потеря энергии составляет всегда одну и ту же долю
начальной энергии. Это означает, что в области больших энергий потеря
при упругом рассеянии происходит большими порциями. По мере умень-
шения энергии количество теряемой в столкновении энергии тоже умень-
шается.
На практике обычно пользуются величиной среднелогарифмической
потери энергии нейтрона на одно столкновение:
£ = 1пД-1п£2 = 1пД
^2
(1.42)
45
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Среднелогарифмическая потеря энергии - это уменьшение нату-
рального логарифма энергии замедляющегося нейтрона в одиночном рас-
сеянии, усреднённое ио всем рассеяниям иа ядрах однородной среды.
Среднее значение потери энергии на одно столкновение называется сред-
ней логарифмической потерей (декремент) энергии на одно столкновение.
Параметр замедления £ зависит только от массового числа ядра-
рассеивателя А и постоянен в любом интервале энергий:
„ , (Л-1)2, Л-1 л_ч
£ = 1+- / In----, (1.43)
2А Л + 1 v
Для водорода (А = 1) величина £ принимается равной 1.
С дальнейшим ростом массового числа величина среднелогарифми-
ческой потери энергии ядер быстро уменьшается и уже при А > 3 для вы-
числения её можно с достаточной точностью пользоваться упрощённой
формулой
О-44)
Для ядер тяжёлых замедлителей (с А > 10)
2
(1.45)
Из формулы (1.43) видно, что лёгкие ядра - более лучшие замедли-
тели нейтронов, чем более тяжёлые. Чем больше А, тем меньше величина
£ и тем меньше не только уменьшение логарифма энергии нейтрона в од-
ном рассеянии, но и абсолютная средняя потеря энергии в этом рассеянии
АЕ = ^Е.
Процесс замедления удобно рассматривать в шкале 1п(Е1/Е2). Для
этого вводится новая переменная, которая называется летаргией'.
u = inJ-- (1.46)
Здесь Е - текущая энергия нейтрона, а Е,, - выбранная начальная
энергия. Обычно энергию Е$ принимают равной 10 МэВ, потому что более
высокой энергией обладает ничтожное число нейтронов.
В начальный момент для нейтронов источника (деления) летаргия
равна 0, т. к. энергия нейтрона равна Е{!. По мере замедления нейтрона и
уменьшения его энергии летаргия и возрастает. Например, для энергии
0,625 эВ (условная нижняя граница замедления) летаргия равна 16,6.
Если энергии нейтрона до столкновения Е{ соответствует летаргия
Hi, а энергии после столкновения Е2 - u2i то изменение летаргии в акте
рассеяния:
=ln-k (1.47)
Л2
46
1. СВЕДЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОЙ И НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ
Из сравнения этой формулы с определением параметра замедления
видно, что последний представляет собой среднее увеличение летаргии
нейтронов в одном акте рассеяния.
Каждый замедляющийся нейтрон сталкивается с ядрами рассеиваю-
щей среды. Средняя длина отрезка траектории между двумя последова-
тельными рассеяниями называется средней длиной свободного пробега до
рассеяния V Эта величина обратно пропорциональна макроскопическому
сечению реакции:
(1.48)
Тогда каждый замедляющийся нейтрон будет сталкиваться с ядрами
рассеивающей среды в среднем Ss = 1/XS раз на 1 см пути, при этом его
среднелогарифмическая энергия уменьшается на величину
Величина показывает, как замедляются нейтроны средой, по-
этому она называется замедляющей способностью среды. Чем больше за-
медляющая способность, тем быстрее замедляются нейтроны в среде.
Другой характеристикой замедлителя является коэффициент замед-
ления нейтронов:
(1-49)
где 1,; - сечение поглощения нейтронов.
Коэффициент замедления нейтронов пропорционален отношению
скоростей образования и поглощения тепловых нейтронов в единице объ-
ема. Чем больше замедляющая способность и меньше сечение поглоще-
ния, тем интенсивнее накапливаются нейтроны в замедлителе.
Число рассеяний, необходимое для полного замедления пейтропа
деления до теплового уровня, также может служить характеристикой за-
медляющих свойств среды:
Cs = (1.50)
где Ее - конечная энергия замедленных нейтронов.
ЕслиЕ0= 2-Ю6 эВ и£с= 0,025 эВ, то Cs= 18,2/§.
В табл. 1.4 приводятся значения замедляющей способности и коэф-
фициента замедления для ряда веществ. Наилучшнм замедлителем явля-
ется тяжелая вода (D2O). Однако наиболее широко применяют как замед-
литель не тяжелую воду, стоимость которой высока, а дешевые воду и
графит.
47
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Таблица 1,4
Характеристики некоторых замедлителей
Замедлитель Плотность, г/смэ Параметр за- медления Замедляющая способность, см’1 Коэф, замед- ления
Вода 1,0 0,924 1,35 70
Тяжёлая вода U 0,515 0,188 20 000
Бериллий 1,8 0,209 0,154 159
Окись берил- лия 2,8 0,174 0,129 180
Графит 1,67 0,158 0,064 170
Средняя длина замедления нейтронов до произвольного уровня энер-
гии Е - 1^Е) - это среднестатистическое пространственное смещение
нейтрона в процессе его замедления от начальной энергии Е{!. с которой
нейтрон рождается в делении, до данной энергии Е.
Величина пространственного смещения каждого нейтрона при за-
медлении до любой энергии Е своя, у разных нейтронов эти величины мо-
гут сильно отличаться,
В теории реакторов чаще используется не сама величина средней
длины замедления, а шестая часть квадрата её, которую Энрико Ферми
назвал возрастом нейтронов в среде при энергии Е.
Возраст нейтронов с энергией Е - это шестая часть среднего квад-
рата пространственного смещения нейтрона в среде при замедлении от
начальной энергии Е$ до данной энергии Е'.
Р
In —
т(£)-—!(£) =---------£-
б
Возраст нейтронов как квадрат длины замедления имеет размер-
ность площади - см2. Эта величина называется возрастом нейтронов, по-
тому что играет роль времени в уравнении замедления и пропорциональна
хронологическому возрасту нейтронов.
(1-51)
1,9, Диффузия нейтронов
В большинстве практических задач рассматривают не движение от-
дельного нейтрона, а перемещение большого количества нейтронов в рас-
сеивающих средах. Оно подчиняется тем же законам, что и перемещение
молекул в жидкостях и газах. Аналогично диффузии молекул применяют
термин диффузия нейтронов. Молекулы, сталкиваясь между собой, пере-
48
1. СВЕДЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОЙ И НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ
мещаются из мест с большими плотностями молекул в места с меньшими
плотностями. Такая же картина наблюдается и для нейтронов. Отличие
заключается в том, что диффузия нейтронов обусловливается рассеиваю-
щими столкновениями с ядрами среды. Следует заметить, что столкнове-
ния между нейтронами - довольно редкое явление, т. к. обычные плотно-
сти свободных нейтронов в веществе в 1 ()Q : 1011 раз меньше плотностей
ядер вещества.
Уцелевшие в процессе замедления в размножающей среде нейтроны
становятся тепловыми и вступают в качественно новый процесс - процесс
пространственного переноса тепловых нейтронов в среде при постоянном
среднем значении их кинетической энергии, который называется диффу-
зия тепловых нейтронов (этот процесс характерен для реакторов на теп-
ловых нейтронах).
Источником движения тепловых нейтронов в процессе диффузии
является кинетическая энергия ядер атомов среды, в которой они движут-
ся, поскольку последние сами находятся в состоянии теплового движения.
Среднее значение энергии теплового нейтрона между последователь-
ными рассеяниями при диффузии остаётся величиной постоянной и равной
среднему значению кинетической энергии теплового движения ядер среды.
Наиболее характерный тип нейтронно-ядерной реакции нейтронов в
процессе их диффузии определяется тем материалом активной зоны реак-
тора, в объёме которого происходит диффузия. В замедлителях - рассея-
ние, в поглотителях-радиационный захват тепловых нейтронов.
Процесс диффузии тепловых нейтронов завершается поглощением
их ядрами атомов среды активной зоны: это может быть потенциально-
созидательное поглощение (делящимся иод действием тепловых нейтро-
нов ядром топлива), а может быть бесполезное поглощение (неделящимися
ядрами любого другого, кроме топлива, материала активной зоны) - не-
производительная потеря тепловых нейтронов.
Применительно к диффузии тепловых нейтронов закон Фика запи-
сывают так:
7(F) = -D’Vn(F) = -—V[i> /j(F)] = -D • VO(F), (1.52)
У
где - вектор плотности тока диффузии тепловых нейтронов в
точке среды с координатами г; v»(F) - оператор Гамильтона функции
распределения плотности тепловых нейтронов по координатам, иначе
называемый в теории поля градиентом функции п в точке с координата-
ми ё; D- коэффициент диффузии:
D = U3 = 1/3U (1.53)
где Xtr - транспортная длина свободного пробега, или длина перено-
са; Бг- транспортное макроскопическое сечение.
49
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Закон диффузии тепловых нейтронов в развёрнутом виде записыва-
ется как
(1.54)
Время диффузии /д - среднее время от момента рождения теплового
нейтрона до момента его поглощения.
В течение времени диффузии тепловой нейтрон в среде пробегает
ломаный путь, равный средней длине свободного пробега до поглощения в
рассматриваемой среде Ха = 7/Sa. А поскольку тепловой нейтрон проходит
этот путь со средней скоростью v, время, за которое он его проходит:
/д = = lfLav. (1.55)
Диффузионная характеристика среды активной зоны, определяющая
величину вероятности избежать утечки тепловых нейтронов, связана со
среднеквадратичным пространственным смещением тепловых нейтронов
в процессе диффузии таким же образом, как возраст тепловых нейтронов
связан со среднеквадратичной длиной замедления.
Длина диффузии определяется основными характеристиками среды
- коэффициентом диффузии D и сечением поглощения Еа. Квадрат длины
диффузии тепловых нейтронов в среде - шестая часть среднего квадрата
удаления теплового нейтрона в момент его поглощения от точки его рож-
дения в этой среде.
о 1
0.57)
’ a tr
Квадрат длины диффузии L2 - такая же и по смыслу, и ио размерности
(см2) характеристика диффузионных свойств среды, какой является воз-
раст тепловых нейтронов; тт - характеристика замедляющих свойств сре-
ды. Длина диффузии среды L (и её квадрат) характеризует её способность
давать определённое среднеквадратичное пространственное смещение
теплового нейтрона от точки рождения до точки его поглощения.
Уравнение диффузии есть уравнение баланса нейтронов в произ-
вольном единичном объеме вещества.
Известны три явления, приводящие к исчезновению или появлению
нейтронов в данном объеме: переток из соседних объемов, поглощение и
рождение нейтронов в рассматриваемом объеме.
_ 1 дФ
/_)ЛФЕ -Ф i а.--------
а т1 л, ,
и St
(эгФ) ( з2ф) ( э2ф)
ДФ = ---Г + ---Г + --г
йк.2 а. .2 а_2
(1.56)
a tr
(1.58)
(1.59)
50
I. СВЕДЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОЙ И НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ
Возраст нейтронов т и квадрат длины диффузии Ь2 описывают сме-
щение нейтронов в пространстве соответственно при замедлении и при
диффузии в тепловой области. Каждая из этих величин составляет шестую
часть соответствующего среднего квадрата смещения.
Полный квадрат смещения нейтрона от точки рождения в результате
ядерной реакции до точки поглощения в тепловой области представляет
собой сумму квадратов парциальных смещений.
Одна шестая часть полного квадрата смещения нейтрона в веществе
называется квадратом длины миграции:
M2=L2+t. (1.60)
1,10. Нейтроны деления. Спектр нейтронов деления. Мгновенные
и запаздывающие нейтроны
Когда ядро с большим атомным номером испытывает деление, рас-
падаясь прн этом на два осколка деления, то отношение числа нейтронов к
числу нротонов для этих осколков достаточно велико для устойчивого со-
стояния. Очевидно, ядра этого типа содержат слишком много нейтронов,
чтобы быть устойчивыми. Тем не менее они могут стать устойчивыми,
испуская один нейтрон или более, или нутем превращения нейтрона в
протон с одновременным испусканием отрицательной 0-частицы.
При делении U-235 медленными нейтронами каждое ядро, испыты-
вающее деление, испускает в среднем 2,5 + 0,1 нейтрона. Среднее число
вылетающих нейтронов не является целым, потому что ядро урана рас-
щепляется многими различными способами, и, хотя число испущенных
нейтронов в каждом индивидуальном акте деления должно, очевидно,
быть целым числом, усреднение может и не дать в точности целого числа.
Таким образом, на каждое деление ядра появляется в среднем о
нейтронов деления. В табл. 1.5 приведены значения о для некоторых изо-
топов. Число о зависит от энергии поглощаемого нейтрона.
Таблица 1.5
Значения о для некоторых изотопов
Изотоп 0
Еп = 0,025 эВ £„=1,8 МэВ
2«и 2,52 2,71
2Э5и 2,41 2,74
238и - 2,7
2”Ри 2,92 3,21
51
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Нейтроны, вылетевшие из ядра в результате процесса деления, могут
быть разделены на две группы; мгновенные нейтроны и запаздывающие
нейтроны.
Мгновенные нейтроны. Мгновенные нейтроны, составляющие более
99 % общего числа нейтронов, полученных при делении, вылетают в чрез-
вычайно короткий промежуток времени - порядка 10"14 с после деления.
Полагают, что они не испускаются непосредственно из составного
ядра, которое образуется, например, при захвате медленного нейтрона яд-
ром 235U. По-видимому, составное ядро вначале распадается на два ядер-
ных осколка, каждый из которых имеет чрезмерно много нейтронов, что-
бы быть устойчивым. Эти осколки имеют также избыток энергии (энергию
возбуждения) по меньшей мере порядка 6 МэВ, которая необходима для вы-
броса нейтрона. Поэтому возбужденное неустойчивое ядро испускает один
или большее число нейтронов в течение очень короткого промежутка вре-
мени после своего образования. Мгновенные у-кванты, сопровождающие
деление, излучаются, по-видимому, в этот же промежуток времени.
Время жизни мгновенных нейтронов в тепловом реакторе составляет
1(Г5; НГ4 с. В быстром реакторе, поскольку преобладает процесс поглощения
быстрых нейтронов над их рассеянием, быстрые нейтроны «исчезают» до
того, как успеют затормозиться до тепловой скорости, т. е. до состояния, в
котором они могут «жить» дольше. Поэтому в быстром реакторе время жиз-
ни мгновенных нейтронов значительно меньше и составляет 10'6-Н0'7 с.
Значения энергии мгновенных нейтронов лежат в широком интерва-
ле, от энергий, превышающих 10 МэВ, до тепловой энергии. Однако
большинство мгновенных нейтронов обладает энергией, лежащей в ин-
тервале 14-2 МэВ. На рис. 1.17 представлено распределение нейтронов де-
ления по энергиям, которое называется спектром нейтронов деления или
просто спектром деления.
Рис. 1.17. Спектр нейтронов: 1 - в быстром реакторе; 2-спектр нейтронов деления
52
I. СВЕДЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОЙ И НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ
Запаздывающие нейтроны. Вылет мгновенных нейтронов прекраща-
ется через весьма короткий промежуток времени, тогда как запаздываю-
щие нейтроны испускаются в течение нескольких минут с постепенно
убывающей интенсивностью. Запаздывающие нейтроны, сопровождаю-
щие деление, принято разделять на шесть групп в зависимости от времени
запаздывания. Убывание интенсивности нейтронов в каждой группе по
своей природе экспоненциально, т. к. испускание запаздывающих нейтро-
нов относится, вообще говоря, к радиоактивным превращениям.
Запаздывающие нейтроны составляют менее 1 % нейтронов деления.
Избыток нейтронов в осколках деления является причиной того, что эти
осколки являются p-активными. Осколки должны претерпеть примерно
три Р'-распада до образования стабильного ядра. Энергия p'-распадов рас-
пределяется между Р-частицами, у-квантами и антинейтрино. Энергия
0-частиц и у-квантов переходит в теплоту.
После Р-распада ядер продуктов деления возможно образование до-
черних ядер с энергией возбуждения, превышающей энергию связи
нейтрона в них. В результате возбужденное дочернее ядро после такого
распада испускает запаздывающий нейтрон. Таким образом, время появ-
ления запаздывающих нейтронов связано с периодами полураспада их
предшественников - осколков.
В табл. 1.6 приведены основные характеристики этих групп для слу-
чая деления U-235 тепловыми нейтронами. Свойства запаздывающих
нейтронов зависят от делящегося изотопа.
Таблица 1.6
Основные характеристики запаздывающих нейтронов
Номер группы Средняя энергия, МэВ Возможные ядра- предшественники и их период полураспада, с Доля изап от общего числа нейтронов, 0,
1 0,25 Br-87, Cs-142 55,72 с 0,00021
2 0,56 Вг-88,1-137 22,72 с 0,00140
3 0,43 Вг-89,1-138 6,22 с 0,00126
4 0,62 Кг-94,1-139, Хе-143 2,30 с 0,00252
5 0,42 Любые короткоживущие ядра, 0,61 с 0,00074
6 - Любые короткоживущие ядра, 0,23 с 0,00027
53
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Время запаздывания отдельных групп изменяется от долей секунды
до нескольких десятков секунд. Наибольший вклад в общее количество
запаздывающих нейтронов дают вторая, третья и четвертая группы. Сум-
марный выход запаздывающих нейтронов по отношению к нейтронам де-
ления Р ~ 0,0069. Среднее время запаздывания нейтронов равно 12,4 с.
Несмотря на малый выход, запаздывающие нейтроны имеют огром-
ное значение для регулирования цепной ядерной реакции. Запаздывающие
нейтроны при определенных условиях обеспечивают безопасное нараста-
ние цепного процесса.
Свойства запаздывающих нейтронов имеют большое значение для
временного поведения ядерных реакторов и поэтому интересно объяснить
их происхождение (рис. 1.18). При помощи быстрого химического разде-
ления осколков деления и продуктов их радиоактивного распада удалось
найти, что нейтроны, обладающие периодом полураспада 55,6 с, следуют
за бромом, а нейтроны с периодом полураспада 22,5 с следуют за йодом.
Вряд ли нейтроны вылетают непосредственно из ядер изотопов брома или
йода. Если бы эти изотопы были возбуждены до энергии порядка 6^8
МэВ, достаточной для удаления нейтронов, то процесс был бы мгновен-
ным, с периодом полураспада порядка 10'14 с. Следовательно, можно сде-
лать вывод, что вылет запаздывающих нейтронов происходит не прямо из
изотопов брома и йода.
Рис, 1.18. Схема образования запаздывающих нейтронов
54
I. СВЕДЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОЙ И НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ
Одним из продуктов деления является изотоп брома 87Вг. Ядро В7Вг
содержит слишком много нейтронов, чтобы быть устойчивым, и поэтому
является излучателем отрицательных |3-частиц. Период полураспада 87Вг
равен 55,6 с и совпадает с периодом полураспада одной из групп запазды-
вающих нейтронов. Продуктом его распада является В7Кт. Последний,
очевидно, может образовываться в сильно возбужденном состоянии.
Энергия возбуждения этого состояния оказывается достаточной для вы-
броса нейтрона, после чего остается устойчивое ядро В6Кг. Весь избыток
энергии, имеющейся после удаления нейтрона, проявляется в виде кине-
тической энергии последнего. Таким образом, наблюдаемая скорость вы-
лета нейтронов определяется скоростью образования нейтронного излуча-
теля 87Кг, а последняя зависит от распада его предшественника В7Вг. По-
добно всем радиоактивным изотопам 87Вг распадается по экспоненциаль-
ному закону с периодом полураспада 55,6 с, и поэтому количество выле-
тающих нейтронов убывает с тем же периодом полураспада.
Предшественником группы запаздывающих нейтронов с периодом
полураспада 22,5 с является |371. Как известно, 1371 имеет период полурас-
пада 22,5 с и при его распаде (он испускает отрицательные 0-частицы) об-
разуется 1Э7Хе. Последний, вероятно, может находиться в состоянии с
большой энергией возбуждения, так что он немедленно испускает нейтрон
и образует устойчивый изотоп |Э6Хе. В этом случае испускание нейтронов
также задерживается, потому что скорость образования 136Хе, из которого
вылетают нейтроны, зависит от скорости распада его предшественника
|371. Остальные четыре группы запаздывающих нейтронов образуются
аналогичным образом.
1.11. Продукты деления. Энергия деления
На рис. 1.19 представлены выходы продуктов деления как функции
соответствующих массовых чисел. Выход определяется как отношение
(процент) числа делений, дающих осколок с данным массовым числом, к
полному числу делений.
55
л томпые электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с на триевым теплоносителем
Рис. 1.19. Выход продуктов деления с различными массовыми числами:
1 - распределение продуктов деления при делении тепловыми нейтронами;
2 - распределение продуктов деления при делении быстрыми нейтронами
Рассматриваются массовые числа, а не атомные номера, по той при-
чине, что все осколки деления, видимо, радиоактивны, причем они распа-
даются, испуская отрицательные 0-частицы. Следовательно, атомные но-
мера меняются со временем, между тем как массовые числа остаются
неизменными при 0-распаде.
Чаще всего образуются «лёгкие» осколки с массовыми числами в
пределах 80-5-110 а.е.м. и «тяжёлые» осколки с А = 125-5-155 а.е.м. (их
удельный выход составляет 1 % и более).
Некоторое количество осколков попадает и в промежуточную об-
ласть от 110 до 125, но их суммарный выход составляет не более 1 % всех
делений. Наиболее вероятный случай деления, составляющий 6,4 % всех
делений, даёт продукты с массовыми числами 95 и 139. Из этих результа-
тов, очевидно, следует, что деление 235U на тепловых нейтронах далеко не
симметрично. Если составное ядро разделится на два равных осколка, то
масса каждого из них должна быть равна 117 или 118. Только 0,01 % ядер,
испытывающих деление, расщепляется таким образом.
Одной из важнейших особенностей продуктов деления является их
радиоактивность. Когда ядро расщепляется на два ядра, довольно близкие
по массе, то образующиеся осколки имеют слишком большое отношение
56
I. СВЕДЕНИЯ ИЗ ЯДЕР НОЙ И НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ
числа нейтронов к числу протонов, чтобы быть ус тойчивыми Даже после
испускания мгновенных нейтронов отношение числа нейтронов к числу
протонов во многих случаях остается вне области устойчивости для дан-
ного массового числа. Следовательно, все или почти все осколки деления
радиоактивны и испускают отрицательные 0-частицы. Непосредственные
продукты распада осколков часто также радиоактивны, и, хотя цепочка
распада иногда бывает более длинной, а иногда более короткой, каждый
осколок в среднем испытывает три стадии распада, прежде чем образуется
устойчивый изотоп.
Поскольку при делении получается, вероятно, около 60 различных
радиоактивных ядер и каждое из них в среднем является предшественни-
ком двух других, то через короткий промежуток времени после деления
образуется примерно 180 радиоактивных изотопов.
Энергия деления. Процесс деления отличается величиной выделяю-
щейся энергии; она составляет около 200 МэВ на каждое ядро, участвующее
в реакции деления, в то время как максимальное значение энергии, выделя-
ющейся при других ядерных реакциях, приблизительно равно 20 МэВ,
Величина энергии деления может быть вычислена различными спо-
собами. В одном методе используются массы участвующих в реакции
изотопов и получающихся осколков. Изотопный вес 235U равен 235,
124 а.е.м, а масса нейтрона в тех же единицах равна 1,00897. Таким обра-
зом, суммируя, получим 236,133 а.е.м. - полную массу взаимодействую-
щих частиц. Массы осколков (примем их равными 94,945 и 138,955) вме-
сте с массой двух нейтронов деления, равной 2-1,00897, составляют пол-
ную массу всех продуктов деления ядра, равную 235,918. Разность между
массой взаимодействующих частиц и этой массой превращается в процес-
се деления в энергию. Таким образом, масса, эквивалентная выделяющей-
ся энергии, равна
236,133 -235,918 = 0,215 а.е.м.
Ранее было показано, что 1 а.е.м. эквивалентна 931 МэВ и, следова-
тельно, энергия, освобождающаяся при делении, равна
931 0,215= 198 МэВ.
Проведенное выше вычисление энергии относилось к определенно-
му случаю деления, и истинная энергия должна равняться среднему взве-
шенному по 30 или большему числу различных способов расщепления
ядра U-235. Однако, как уже отмечалось, большинство актов деления при-
водит к продуктам, имеющим массовые числа в довольно ограниченном
интервале, и для всех них масса и, следовательно, выделяющаяся энергия
приблизительно одни и те же. Поэтому можно принять, что каждое ядро
235U, испытывающее деление, освобождает энергию в 195=200 МэВ.
57
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Оценить выход энергии можно другим способом. Средняя энергия
связи на нуклон в ядрах с массовыми числами /1-100 примерно на
0,85 МэВ больше, чем в ядрах урана. Следовательно, в результате деления
на каждый нуклон освобождается энергия, равная 0,85 МэВ. Энергия де-
ления на ядро Ef= 235 • 0,85 ж 200 МэВ.
Основную часть энергии Ej составляет кинетическая энергия оскол-
ков. Другая часть выделяется в виде мгновенного у-излучения, а также
Р- и у-излучения радиоактивного распада осколков, кинетической энергии
нейтронов деления и энергии нейтрино. Баланс энергии деления некото-
рых изотопов приведен в табл. 1.7.
Таблица 1.7
Баланс энергии деления некоторых изотопов, МэВ
Продукт деления и 92 u 2Э5и 92 U 239 р 92ru
Легкие осколки 99,9 99,8 101,8
Тяжелые осколки 67,9 68,4 73,2
Мгновенные нейтроны - п 5,0 4,8 5,8
Мгновенные у-кванты 7,0 7,5 7,0
р-излучение осколков деления 8,0 7,8 8,0
у-излучение осколков деления 4,2 6,8 6,2
Нейтрино 11,0 11,0 11,0
Сумма, МэВ 203 206 213
1.12, Ценная реакция деления. Коэффициент размножения в бес-
конечной среде. Эффективный коэффициент размножения
Основным условием возможности применения реакции деления для
практического использования ядерной энергии является возможность су-
ществования самоподдержиеающейся цепной реакции. Друними словами,
если процесс деления начался с определенным количеством ядер, то он
должен продолжаться без внешнего вмешательства во всем оставшемся
веществе.
Поскольку в каждом акте деления ядра вылетают, по меньшей мере,
два нейтрона и эти нейтроны способны вызвать деление других ядер и
т. д., то очевидно, что могут существовать условия для самоподдержива-
ющейся ценной реакции. Однако следует иметь в виду, что нейтроны, по-
лучающиеся в процессе деления, могут принять участие и в других реак-
циях. Дополнительно к конкурирующим процессам поглощения нейтро-
58
1. СВЕДЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОЙ И НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ
нов имеется также неизбежная потеря нейтронов вследствие утечки из
размножающей ереды.
Минимальное условие поддержания цепной реакции состоит в том,
чтобы каждое ядро, захватывающее нейтрон и испытывающее деление,
в среднем давало ио крайней мере один вторичный нейтрон, который вы-
звал бы деление другого ядра.
Это условие удобно выразить при помощи величины, называемой
коэффициентом размножения.
Коэффициент размножения нейтронов определяется как отношение
числа нейтронов некоторого поколения к соответствующему числу
нейтронов поколения, непосредственно ему предшествующего.
Обозначим коэффициент размножения буквой к. Если к точно равно
или немного больше единицы, то цепная реакция возможна, но если к
меньше единицы даже на очень малую величину, то цепная реакция не
может поддерживаться.
Пусть, например, определённое поколение нейтронов состоит из
100 нейтронов; если коэффициент размножения равен единице, то во вто-
ром поколении тоже будет 100 нейтронов, в третьем поколении также бу-
дет 100 нейтронов и т. д. Раз начавшись, деление будет продолжаться с
той же скоростью, с какой оно и началось.
Коэффициент размножения равен числу нейтронов, получающихся в
конце нейтронного поколения на каждый нейтрон, существовавший в
начале его. Поскольку из всего количества нейтронов нового поколения
требуется один нейтрон для поддержания цепной реакции, то число
нейтронов за одно поколение увеличивается на к - 1 на каждый нейтрон.
Таким образом, если вначале имеется и нейтронов, то скорость роста их
будет равна п • (к - 1) за одно поколение, Если принять среднее время
между следующими друг за другом поколениями нейтронов в рассматри-
ваемой системе равным /, то
dn = n(k-l) n-kmS ,
dt I I ’
где Ацэб— к - 1.
После интегрирования этого уравнения получим:
Г ^изб
п = п0 е ' , (1.63)
где по - число нейтронов в начале реакции; п - число нейтронов через
промежуток времени I. Отсюда видно, что число нейтронов изменяется со
временем по экспоненциальному закону.
59
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Увеличение числа нейтронов будет означать увеличение скорости
деления и, следовательно, увеличение выделяющейся мощности. Когда
заданная мощность будет достигнута, следует уменьшить коэффициент
размножения, чтобы он стал в точности равен единице. Это достигается
либо введением неделящегося поглотителя нейтронов, либо созданием
возможности для вылета части нейтронов наружу. Тогда число нейтронов,
имеющихся в системе, скорость деления и уровень мощности будут оста-
ваться постоянными, но на новом уровне мощности.
Если коэффициент размножения меньше единицы, то поддержание
цепной реакции становится невозможным. В этом случае скорость изме-
нения числа нейтронов также выражается вышеприведённой формулой,
но £нзб, равное к - 1, теперь отрицательно и концентрация нейтронов
непрерывно убывает по экспоненциальному закону. На сколько бы ни был
коэффициент размножения меньше единицы, как бы ни была мала эта
разность, число нейтронов должно неизбежно убывать со временем, и са-
моподдерживающаяся реакция становится невозможной.
Коэффициент размножения реактора на тепловых нейтронах для
бесконечной среды. Для упрощения рассмотрим систему делящегося ма-
териала с бесконечными размерами, чтобы не рассматривать вопрос о по-
тере нейтронов вследствие утечки.
На каждое деление ядра появляется в среднем v нейтронов деления.
Сечение поглощения делящихся изотопов <за состоит из сечения де-
ления a/и сечения радиационного захвата ас.
стя =qz+qc =сг7(1 + а); (1.64)
ас (1-65)
а = —.
Доля поглощений нейтронов, не вызывающих деление основного де-
лящегося нуклида (радиационный захват).
Среднее число нейтронов деления ц на один захват нейтрона в деля-
щемся изотопе равпо:
V
Г| = —-v = ——. (1.66)
1 + а
Чем меньше число а, тем больше нейтронов может быть использо-
вано для получения нового делящего материала. Вероятности реакций де-
ления и захвата равны соответственно 1/(1 +а) и а/ (1 +а).
Необходимое условие существования самоподдерживающейся цеп-
ной реакции - т| > 1.
60
1. СВЕДЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОЙ И НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ
Предположим, что в данный момент времени, представляющий
собой момент рождения поколения нейтронов в делящемся материале, по-
глощается п нейтронов.
Пусть далее р - среднее число быстрых нейтронов деления, испу-
щенных в результате захвата и деления одного теплового нейтрона ядром
топлива (т. е. 235U и 2S8U вместе). Тогда вследствие поглощения п тепло-
вых нейтронов образуется
И’р
быстрых нейтронов.
До того как число и-p быстрых нейтронов существенным образом за-
медлится, некоторая часть их будет захвачена и вызовет деление 235U и 238U,
главным образом, последнего. Так как в среднем в каждом акте деления
получается более одного нейтрона, то будет наблюдаться увеличение чис-
ла имеющихся быстрых нейтронов. Учёт этого эффекта может быть сде-
лан при помощи введения коэффициента размножения на быстрых
нейтронах, который обозначается буквой е. Этот коэффициент определя-
ется как отношение полного числа быстрых нейтронов, получившихся при
делении на нейтронах всех энергий, к числу быстрых нейтронов, полу-
чившихся при делении на тепловых нейтронах.
Следовательно, в результате захвата ядрами топлива п тепловых
пейтронов образуется
л-р-Е
быстрых нейтронов.
В результате столкновений с замедлителем, главным образом упру-
гих, быстрые нейтроны должны, в конечном счёте, стать тепловыми. Од-
нако во время процесса замедления некоторые нейтроны будут захвачены
в процессах, не приводящих к делению, так что не все и-р е быстрых
нейтронов достигнут тепловой энергии. Отношение числа быстрых
нейтронов (нейтронов деления), которые избежали захвата во время за-
медления, ко всем быстрым нейтронам называется вероятностью избе-
жать резонансного захвата и обозначается буквой щ. Следовательно,
число нейтронов, которые замедлятся до тепловой энергии, будет равно
П р Е ф.
Когда энергия нейтронов уменьшится до тепловых значений, они
будут диффундировать в течение некоторого времени (при этом их рас-
пределение по энергиям будет оставаться в основном постоянным) до тех
пор, пока не поглотятся либо топливом, либо замедлителем, либо кон-
струкционными материалами. Поэтому только доля тепловых нейтронов
8, называемая коэффициентом использования тепловых нейтронов, будет
поглощена в топливе. Значение 0 представляется в виде отношения:
61
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
0 = тепловые нейтроны, поглощенные в горючем / полное число по-
глощенных тепловых нейтронов.
Таким образом, число тепловых нейтронов, захваченных топливом,
равно
П'Г['Е'ф'0.
Поскольку коэффициент к определен как отношение числа всех по-
глощенных тепловых нейтронов в среднем в одном поколении к числу
тепловых нейтронов, поглощенных в среднем в предыдущем поколении,
следовательно, в бесконечной среде коэффициент размножения к равен
к =---1----—-ц-Е-ф-О. (1.67)
п
Эту формулу называют формулой четырех сомножителей. Это вы-
ражение выведено для бесконечной системы, в которой отсутствует утеч-
ка нейтронов. По этой причине коэффициент £ иногда обозначают как к^ и
называют коэффициентом размножения бесконечной среды.
Когда реактор имеет конечные размеры, то существует утечка
нейтронов и распределение по энергиям не будет одним и тем же всюду в
системе, как это имеет место в бесконечной среде, а будет зависеть от по-
ложения в реакторе. Однако для многих практических целей к (для реак-
тора конечных размеров, но без утечки) можно считать равным к^, кото-
рый был определен выше.
Для реактора конечных размеров условие того, что коэффициент
размножения должен быть равен единице, недостаточно для самоподдер-
живающейся цепной реакции. Необходимо, чтобы на каждый поглощен-
ный топливом нейтрон в среднем производился один тепловой нейтрон с
учетом потери нейтронов вследствие утечки нейтронов из реактора. Пусть
Р — полная вероятность того, что нейтрон избежит утечки, т. е. вероят-
ность того, что нейтрон не вылетит из реактора. Тогда условие поддержа-
ния цепной реакции будет иметь вид
^•Р = 1. (1.68)
Для реактора конечных размеров Р меньше единицы, и, следова-
тельно, чтобы поддерживалась ядерная цепная реакция, коэффициент
размножения должен быть больше единицы.
Потеря нейтронов вследствие утечки из реактора конечных размеров
может быть ослаблена путем увеличения размеров системы. Утечка
нейтронов происходит в основном из наружного слоя реактора, в то время
как поглощение, приводящее к делению и получению нейтронов, проис-
ходит во всем объеме реактора.
62
1. СВЕДЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОЙ И НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ
Таким образом, число нейтронов, теряющихся вследствие утечки,
зависит от величины внешней поверхности реактора, в то время как коли-
чество образующихся нейтронов определяется его объемом.
Чтобы уменьшить потерю нейтронов, а потому увеличить вероят-
ность того, что нейтрон избежит утечки из реактора, необходимо умень-
шить отношение площади поверхности к объему; это может быть достиг-
нуто с помощью увеличения размеров реактора. Критическим размером
реактора будет такой размер, для которого вероятность того, что нейтрон
избежит утечки, т. е. Р такова, что величина ку'Р точно равна единице. Так
как отношение площади поверхности к объему зависит от геометрической
формы, то величина вероятности того, что нейтрон избежит утечки из ре-
актора, будет определяться формой реактора.
Для данного объема наименьшей поверхностью обладает сфера; по-
этому утечка из сферического реактора будет меньше, чем из реактора
любой другой формы. Следовательно, критический объем такого реактора
будет также наименьшим. Утечку нейтронов можно уменьшить, окружая
реактор подходящим отражателем, который будет возвращать в реактор
часть покинувших его нейтронов.
Можно использовать вылетающие нейтроны для воспроизводства
горючего, окружая реактор зоной воспроизводства из 238U, на котором
пойдет реакция захвата нейтрона с образованием нового горючего 2S9Pu
(об этом речь пойдёт далее).
Поскольку значение к зависит от компоновки активной зоны и от
конструкции, то, очевидно, что максимально допустимая утечка нейтро-
нов в самоподдерживающейся цепной реакции будет также определяться
этими факторами. Поэтому для реактора даже с определенной геометрией
критический размер не будет постоянным, а будет меняться с изменением
природы компоновки и с изменением конструкции системы.
Например, если увеличить к.„ с помощью использования обогащен-
ного топлива, то можно уменьшйть Р - вероятность того, что нейтрон из-
бежит утечки из реактора. Следовательно, можно увеличить утечку
нейтронов и сохранить условие, чтобы к^-Р было больше или равно еди-
нице.
Коэффициент размножения системы конечного размера, равный
fcc'P, называют эффективным коэффициентом размножения и обознача-
ют^*.
Таким образом, величина А’:)фф представляет собой в среднем число
нейтронов одного поколения, которые остаются в реакторе и могут быть
поглощены, на каждый поглощенный нейтрон предыдущего поколения.
Критическим условием является равенство единице эффективного коэф-
фициента размножения. При этом цепная реакция поддерживается при по-
63
л томные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
стоянном числе делений в 1 с и, следовательно, при постоянном уровне
мощности; такое состояние называют стационарно критическим состоя-
нием реактора.
Реактор может иметь бесконечное число таких состояний, соответ-
ствующих различному числу делений в 1 с и разным уровням мощности.
Если эффективный коэффициент размножения реактора превосходит
единицу, то система называется надкритической. В таком реакторе число
делений в 1 с, а потому плотность (или поток) нейтронов и уровень мощ-
ности непрерывно возрастают.
Когда эффективный коэффициент размножения меньше единицы,
т. е. когда реактор является подкритическим, плотность (или поток)
нейтронов и уровень мощности непрерывно убывают.
Цепную реакцию на быстрых нейтронах осуществляют в системах из
чистых делящихся изотопов, а также в системах, состоящих из тяжелых
веществ и делящихся изотопов. Основная доля делений в системе проис-
ходит в быстрой области энергий. Сечение деления 235U, 239Pu и других
изотопов в этой области не превышает 2 барн. Поэтому концентрация де-
лящихся изотопов, а значит, и критическая масса в системах на быстрых
нейтронах в десятки раз больше, чем в системах на тепловых нейтронах.
Часть нейтронов поколения поглощается в первых же столкновениях
с ядрами. Однако большинство нейтронов сначала испытывает ряд не-
упругих столкновений и замедляется до 0,1-41,2 МэВ, а затем поглощается
в системе.
Обозначим 0 долю быстрых нейтронов поколения, поглощенных
ядерным топливом, а т| - среднее число нейтронов деления на один захват
быстрого нейтрона в ядерном топливе. В коэффициенте ц учитываются
нейтроны, испущенные при делении всех изотопов, присутствующих в
системе. Коэффициент размножения к.,~ 0 т|.
Поскольку сечение поглощения конструкционных материалов в
быстрой области намного меньше сечения поглощения ядерного топлива,
то 0 ~ 1 и
А® «т|.
Система из чистого 238U не может быть критической. Сечение по-
глощения 238U для энергий выше 1,1 МэВ не больше 1 барн, а его сече-
ние неупругого рассеяния в этой области а1П к 3 барн. Убыль нейтронов из
областей энергий Еп > 1,1 МэВ происходит за счет поглощении и неупру-
гих рассеяний. Поэтому
64
1. СВЕДЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОЙ И НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ
Так как ц я 3, то к® я 0,75, т. е. самоподдерживающаяся реакция не-
возможна.
Вероятность того, что нейтрон избежит утечки из реактора, опреде-
ляется как
Р = Р/'Рт, (1-70)
где Р/ - вероятность избежать утечки замедляющихся нейтронов, т. е. та
часть нейтронов, которые избежали утечки из активной зоны при замед-
лении, из нейтронов данного поколения, начавших замедление в активной
зопе; Рт — вероятность избежать утечки тепловых нейтронов, т. е. часть
тепловых нейтронов, избежавших утечки из активной зоны при диффузии,
от числа нейтронов данного поколения, начавших процесс диффузии в ак-
тивной зоне,
Поскольку реальные активные зоны имеют конечные размеры, веро-
ятности Р/ и Р? не равны единице. Эти величины определяются формой и
размерами активной зоны реактора:
=е’Л;
1 (1-71)
Ft~i+b2l2'
Тогда эффективный коэффициент размножения
г -Л!т
= kj>fpr = 7 7. (1.72)
Следовательно, условие критичности реактора
Геометрический параметр В2 определяется соотношением квадрата
длины диффузии L2 и возраста нейтронов т:
Дг=(А:„-1)/М2 при£2»т;
Я2=ЬЛ„/Л/2 при Л2« т,
где М - длина миграции нейтронов, см.
65
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ с натриевым теплоносителем
2. Физика ядерных реакторов
2.1. Устройство и классификация ядерных реакторов
2.1.1. Состав ядерного реактора
При наличии достаточного количества делящегося вещества, напри-
мер U-235, деление ядер ведет к самоподдерживающейся цепной реакции,
в которой нейтроны, образованные в данном акте деления, вызывают дру-
гие реакции деления, и т. д. В каждой реакции деления производится два-
три нейтрона. Поскольку для поддержания цепной реакции требуется
постоянно только один новый нейтрон, часть нейтронов оказываются из-
быточными. В ядерном реакторе они либо поглощаются, либо использу-
ются для воспроизводства делящегося материала, либо покидают реактор.
Таким образом, ядерный реактор обладает критической массой де-
лящегося материала. В нем поддерживается такой баланс ядерных процес-
сов, при котором один нейтрон деления вызывает только одно следующее
деление. Такой реактор называется критическим.
Отклонение от этого состояния приводит либо к затуханию цепной
реакции, либо к ее ускорению. Реактор в режиме убывания нейтронного
потока называют подкритическим, а в режиме нарастания нейтронного
потока - надкритическим.
Основная энергетическая характеристика ядерного реактора - его
тепловая мощность, МВт, т. е. количество тепловой энергии, выделяю-
щейся в единицу времени. Энергия выделяется в ядерном топливе в ходе
цепной реакции деления в виде различных излучений и кинетической
энергии осколков деления.
Основные компоненты ядерного реактора схематично показаны на
рис. 2.1.
Жидкий или газообразный теплоноситель 6 прокачивается через ре-
актор и осуществляет отвод тепла от топливных элементов 5. Эти элемен-
ты представляют собой топливо, заключенное в оболочку, предназначен-
ную для удержания продуктов деления от контакта с потоком теплоноси-
теля. Оболочка также предотвращает возможную химическую реакцию
топлива и теплоносителя.
Топливные элементы окружены замедлителем 4, основное назначе-
ние которого - замедлить нейтроны до тепловых энергий (в реакторе на
тепловых нейтронах).
Управляющие стержни 1 предназначены для регулирования
нейтронного поля. Они содержат материалы, поглощающие нейтроны,
например, бор, европий или кадмий.
66
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХРЕАКТОРОВ
Теплоизоляция 3 уменьшает потери тепла в окружающую среду, а
радиационная защита 2 снижает интенсивность радиоактивного излуче-
ния, которое сопровождает процесс деления ядер.
Рис. 2.1. Примерный состав ядерного реактора;
1 - управляющий стержень; 2 ~ радиационная защита: 3 - теплоизоляция; 4 - замедлитель;
5 - ядерное топливо; 6 - теплопоситель
Активная зона
Пространство, в котором происходит контролируемая цепная реак-
ция деления ядер тяжёлых изотопов, называется активной зоной ядерного
реактора. В состав активной зоны входят:
• ядерное топливо;
• замедлитель (для реакторов на тепловых нейтронах);
• теплоноситель;
• устройства систем управления и защиты реактора.
Активная зона практически всегда окружена отражателем, который
возвращает часть вылетающих нейтронов обратно в активную зону благо-
даря рассеянию на ядрах с изменением направления движения нейтронов
па обратное. Как правило, отражатель состоит из того же вещества, что и
замедлитель.
67
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
В быстрых реакторах вокруг активной зоны располагается зона вос-
производства, в которой происходит воспроизводство и накопление вто-
ричного топлива. Зона воспроизводства выполняет также функцию отра-
жения нейтронов в активную зону. Отражатель, расположенный за зоной
воспроизводства, возвращает часть нейтронов утечки обратно в зону вос-
производства, что увеличивает коэффициент воспроизводства топлива в
реакторе (рис. 2.2).
ооо:в*®’1й-й'йеоо
smuw
swssassSKs
ТВС активной
зоны
Внешняя зона
воспроизводства
©
Компенсирующий
стержень
Внутренняя зона
воспроизводства
Стержень PC
Стержень АЗ
о
©
ф Хранилище отработанных ТВС
Рис. 2.2. Активная зона реактора на быстрых нейтронах (БН-600)
Ядерное топливо
Для устойчивой работы ядерного реактора должны выполняться
следующие условия протекания ядерных реакций:
68
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
I. На каждый поглощенный нейтрон должно выделяться больше од-
ного нейтрона.
2. Реакция должна быть экзотермической, т. е. происходить с выде-
лением теплоты.
3. Энергия образующего нейтрона должна превышать пороговую
энергию нейтрона, которая необходима, чтобы вызвать реакцию деления.
Этим условиям удовлетворяют реакции взаимодействия нейтронов с
тремя изотопами: U-235, U-233, Ри-239. Эти реакции называются беспоро-
говыми, а изотопы делящимися. Эти изотопы способны делиться под дей-
ствием нейтронов с любой, в том числе практически нулевой, кинетиче-
ской энергией.
Из делящихся изотопов в природе встречается только U-235, и на
основе его запасов была развита атомная энергетика. Нуклиды U-233 и
Ри-239 искусственные, получаемые в ядерном реакторе в результате за-
хвата нейтронов изотопами Th-232 и U-238. Получено еще несколько де-
лящихся изотопов, например, Ри-241, но их использование в атомной
энергетике не представляет промышленного интереса.
Изотопы U-238, Th-232 также могут делиться со средним числом
рождающихся на один акт поглощения нейтронов ц ~ 2, и эта реакция
идет с выделением энергии. Но эти изотопы имеют энергетический порог
деления, т. е. нейтроны с кинетической энергией меньше пороговой
= 1,4 МэВ (0,224 кДж) не могут вызвать деления этих ядер. Хотя сред-
няя энергия рождающихся в реакции деления нейтронов превышает
2 МэВ (0,32 кДж), в результате потерь при рассеянии на ядрах замедлите-
ля энергия нейтрона в момент взаимодействия с ядром в тепловых реакто-
рах обычно ниже £п- Следовательно, изотопы U-238, Th-232 не могут
быть топливом для тепловых реакторов, так как не могут поддерживать
цепную реакцию деления. Тем не менее они используются для получения
новых делящихся ядер и дополнительных нейтронов.
Изотопы U-238 и Th-232 производят делящиеся изотопы при погло-
щении нейтронов путем ряда Р-распадов:
₽’ Г
238тт । , 239тт 239TL-г 239 о,, 1 \
gjU+ptt—> 92U 9jNp 94Pu, (2.1)
23 мин. 2,3дня
г г
2g20Th+01n—>2gpTh_^.2g|Pa 29323и. (2.2)
23м3м 27д7дн
Поэтому изотопы U-238 и Th-232 называются воспроизводящими
или сырьевыми и используются в ядерных реакторах для воспроизводства
топлива. Изотопы U-233 и Ри-239 называются вторичным ядерным топ-
ливом.
69
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Одна из основных перспективных задач атомной энергетики - реа-
лизация замкнутого топливного цикла, обеспечивающего добычу урана н
тория, изготовление топливных элементов, облучение их в реакторе, хи-
мическую переработку отработанного топлива с выделением вторичных
делящихся нуклидов и повторное изготовление топливных элементов.
Природный уран имеет следующий состав: U-238 - 99,28 %; U-235 -
0,71 %; U-233-0,006 %.
Природный уран может быть топливом для ядерного реактора, так
как среднее число нейтронов, рождающихся при поглощении одного
нейтрона в естественной смеси изотопов урана, ц ~ 1,34, что больше 1.
Чтобы обеспечить самоподдерживающуюся реакцию деления в ре-
акторах на естественном топливе, нужно уменьшить до минимума вероят-
ность утечки нейтронов или их непроизводительного захвата другими яд-
рами активной зоны реактора. Поэтому здесь предъявляются особые тре-
бования к замедлителю. В реакторах на природном уране замедлителем
может быть графит или тяжелая вода. Например, это реактор типа Magnox
с графитовым замедлителем и углекислым газом в качестве теплоносите-
ля, или CANDU с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем. Даль-
нейшее развитие атомной энергетики не предполагает использование та-
ких реакторов, так как реакторы на обогащенном топливе обладают луч-
шими технико-экономическими характеристиками.
Обогащение топлива — это выраженное в процентах массовое (ато-
марное) содержание основного делящегося изотопа в топливе (U-235 в
урановом топливе или Ри-239 в плутониевом топливе).
Топливо может иметь разную степень обогащения и химический со-
став. Существуют основные виды топлива: металлическое, оксидное, кар-
бидное и нитридное.
Конструктивно топливо размещается в виде тепловыделяющих эле-
ментов - твэлов (см. рис. 2.3), обычно объединенных в тепловыделяющие
сборки - ТВС (см. рис. 2.4). Твэл состоит из топливного сердечника, обо-
лочки и концевых деталей. Оболочка твэла обеспечивает пространствен-
ное размещение топлива, его защиту от коррозионного и эрозионного воз-
действия теплоносителя, предотвращает или сдерживает выход в теплоно-
ситель продуктов деления, накапливающихся в топливе во время работы
реактора. К материалу оболочки предъявляются требования возможно
меньшего поглощения нейтронов, а также длительной прочности при ра-
бочих температурах в поле нейтронного и гамма-излучения.
70
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЬЕХ РЕАКТОРОВ
ГАЗОВАЯ
ПОЛОСТЬ
АКТИВНАЯ
ЧАСТЬ
НИЖНИЙ
ТОРЦЕВОЙ
ЭКРАН
ВЕРХНИЙ
ТОРЦЕВОЙ
ЭКРАН
Рнс. 2.3. Твэл реактора БН-600
71
атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
Рис, 2,4, ТВС реактора БН-600:
1 - верхняя головка под захват; 2 - окна для выхода теплоносителя; 3 - шестигранный корпус
ТВС; 4 - твэлы активной зоны; 5 - хвостовик; 6 - отверстие для подвода теплоносителя
Замедлитель
Замедление нейтронов - это процесс уменьшения кинетической
энергии нейтронов, возникающих в реакции деления, в результате их мно-
гократных столкновений с атомными ядрами вещества. Вещество, в кото-
ром происходит процесс замедления нейтронов, называется замедлите-
лем. Процесс замедления характеризуется спектром замедляющихся
нейтронов, а конечным итогом замедления является наличие тепловых
нейтронов.
В ходе ядерных реакций образуются, как правило, быстрые нейтро-
ны с энергией больше 1 МэВ; Быстрые нейтроны при соударениях с атом-
ными ядрами теряют энергию крупными порциями, расходуя её, главным
образом, на возбуждение ядер или их расщепление, В результате одного
или нескольких столкновений энергия нейтрона становится меньше ми-
нимальной энергии возбуждения ядра (от десятков кэВ до нескольких
МэВ, в зависимости от свойств ядра). После этого рассеяние нейтрона яд-
ром становится упругим, т. е. нейтрон расходует энергию на сообщение
ядру скорости без изменения его внутреннего состояния. Энергия, кото-
рую нейтрон теряет при упругих столкновениях, мала для тяжёлых ядер
(1/100 для свинца) и велика для лёгких ядер (1/7 для углерода и 1/2 для
водорода). Поэтому замедление нейтронов происходит на лёгких ядрах
гораздо быстрее, чем на тяжёлых.
72
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
В табл. 2.1 для сравнения приведены среднее число столкновений N,
среднее время замедления t и средняя длина замедления Z3 нейтрона при
замедлении в неограниченной ереде от энергии 1 МэВ до энергии 0,1 эВ.
Таблица 2.1
Параметры замедления нейтрона от энергии 1 МэВ до энергии 0,1 эВ
Вещество N t, мкс Гз, см
Свинец 1600 1300 200
Графит 110 70 43
Вода 23 3 13
В процессе замедления в реакторах на тепловых нейтронах образу-
ются т. н. термализованные нейтроны, находящиеся в тепловом равнове-
сии со средой, в которой происходит замедление. Средняя энергия тепло-
вого нейтрона при комнатной температуре равна 0,025 эВ. В процессе за-
медления часть нейтронов непроизводительно поглощается ядрами или
покидает размножающую среду, т. е. выбывает из процесса деления. В за-
медлителях, содержащих лёгкие ядра, потери на поглощение малы и
большая часть нейтронов, испущенных источником, превращается в теп-
ловые нейтроны при условии, что размеры замедлителя достаточно вели-
ки по сравнению с размером Z3.
К числу лучших замедлителей, широко используемых в ядерной фи-
зике и ядерной технике для превращения быстрых нейтронов в тепловые,
относятся вода, тяжёлая вода, бериллий, графит.
Вода. Достоинства обычной воды как замедлителя - ее доступность
и дешевизна. Недостатками воды являются низкая температура кипения
(100 °C при давлении 1 атм) и высокое поглощение тепловых нейтронов.
Первый недостаток устраняется повышением давления в первом контуре.
Поглощение тепловых нейтронов водой компенсируют применением
адерпого топлива на основе обогащённого урана.
Тяжёлая вода по своим химическим и теплофизическим свойствам
мало отличается от обычной воды. Она практически не поглощает
нейтронов, что даёт возможность использовать в качестве ядерного топ-
лива природный уран в реакторах с тяжеловодным замедлителем. Недо-
статком тяжёлой воды является высокая стоимость её производства.
Графит. Природный графит содержит до 20 % различных примесей,
в том числе и бор, являющийся хорошим поглотителем. Поэтому природ-
ный графит непригоден как замедлитель нейтронов. Реакторный графит по-
лучают искусственно из смеси нефтяного кокса и каменноугольной смолы.
Сначала из смеси прессуют блоки, а затем эти блоки термически обрабаты-
73
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
вают при высокой температуре. Графит имеет плотность 1,64,8 г/см3. Он
сублимирует при температуре 38004900 °C. Нагретый в воздухе до
400 °C графит загорается. Поэтому в энергетических реакторах он содер-
жится в атмосфере инертного газа (гелий, азот).
Бериллий имеет высокую температуру плавления (1282 °C) и тепло-
проводность, совместим с углекислым газом, водой, воздухом и некото-
рыми жидкими металлами. Однако, в пороговой реакции *Ве (п, 2п) 2Не
возникает гелий, поэтому при интенсивном облучении быстрыми нейтро-
нами внутри бериллия накапливается газ, под давлением которого берил-
лий распухает. Применение бериллия ограничено также его высокой сто-
имостью. Из бериллия изготавливают отражатели и вытеснители воды в
активной зоне исследовательских реакторов.
Также замедляющими свойствами обладают органические соедине-
ния (углеводороды) и легкие металлы.
В реакторе на быстрых нейтронах для осуществления реакции деле-
ния нужны нейтроны высоких энергий, поэтому активная зона такого ре-
актора не содержит замедлителя.
Теплоноситель
Теплоноситель ядерного реактора переносит тепло, выделившееся в
ходе цепной реакции деления, к технологическому контуру. К теплоноси-
телям ядерных реакторов предъявляют следующие требования:
• слабое поглощение нейтронов (в тепловых реакторах) либо слабое
замедление их (в быстрых реакторах);
• химическая стойкость в условиях интенсивного радиационного об-
лучения;
• низкая коррозионная активность по отношению к конструкционным
материалам, с которыми теплоноситель находится в контакте;
• высокий коэффициент теплопередачи;
• большая удельная теплоёмкость;
• низкое рабочее давление при высоких температурах.
В реакторах на тепловых нейтронах в качестве теплоносителя ис-
пользуют воду (обычную и тяжёлую), водяной пар, органические жидко-
сти, двуокись углерода; в реакторах на быстрых нейтронах - жидкие ме-
таллы, газы (например, водяной пар, гелий). Часто теплоносителем слу-
жит жидкость, являющаяся одновременно и замедлителем.
Лёгкая вода - один из самых распространённых теплоносителей.
Природная вода содержит небольшое количество тяжёлой воды (0,017 %),
различных примесей и растворённых газов. Присутствие примесей и газов
делает воду химически активной при взаимодействии с металлами. По-
74
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ'РЕАКТОРОВ
этому воду, прежде чем использовать её как теплоноситель, очищают от
примесей методом дистилляции и деаэрируют, т. е. удаляют из воды газы.
В первом контуре реактора на тепловых нейтронах циркулирует ра-
диоактивная вода. Основной источник радиоактивности воды - это при-
меси, появление которых в воде связано с коррозией узлов первого конту-
ра и технологическими загрязнениями делящимися веществами внешней
поверхности твэлов. Концентрацию радиоактивных примесей в воде сни-
жают фильтрованием. Под действием нейтронов на ядрах кислорода идут
реакции 18О (л, у) 19О; 16О (и,р) 16N, в которых образуются радиоактивные
ядра 19О (Tw = 29,4 с) и 16N (Т1/2 = 4 с). Однако активность 19О и 16N мала
по сравнению с активностью примесей.
При использовании воды в качестве теплоносителя давление в кон-
туре циркуляции повышают до 16-17 МПа, чтобы поднять температуру
воды на выходе из активной зоны.
Водяной пар вследствие меньшей плотности и соответственно мень-
шей концентрации ядер водорода обладает худшими по сравнению с во-
дой замедляющими и поглощающими свойствами. Поэтому применение
водяного пара в качестве теплоносителя обязывает либо использовать до-
полнительный замедлитель (графит), либо учитывать значительную не-
равномерность нейтронного потока по высоте канала.
Тяжёлая вода по своим химическим и теплофизическим свойствам
мало отличается от обычной воды. Она практически не поглощает нейтро-
нов, что даёт возможность использовать в качестве ядерного топлива при-
родный уран в реакторах с тяжеловодным замедлителем. Однако тяжёлая
вода мало применяется в реакторостроении ввиду её высокой стоимости.
Из жидкометаллических теплоносителей применяют натрий, сви-
нец, ртуть, натрий-калиевую или свинцово-висмутовую эвтектику2. Каж-
дый из этих теплоносителей имеет свои достоинства и недостатки.
Например, натрий химически активен с большинством металлов при
сравнительно низкой температуре. Эта активность обусловливается при-
месью окислов натрия. Поэтому натрий тщательно очищают от окислов,
после чего он не реагирует со многими металлами (Mo, Zr, нержавеющая
сталь и др.) до 60СН-900 °C.
Из числа опробованных органических жидкостей наиболее стабиль-
ными в условиях повышенных температур и радиоактивного облучения
оказались некоторые из полифенилов, в том числе дифенил и трифенил.
Однако, несмотря на некоторые преимущества, такие теплоносители ока-
зались слишком нестойкими к нейтронному облучению, поэтому в про-
мышленности такие реакторы не применялись (например, проект мобиль-
ного реактора «Арбус» в Курчатовском институте; в качестве теплоноси-
____2 Эвтектикой называют жидкий сплав нескольких металлов с малой температурой плавления._
75
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
теля использовался дитолилметан (ДТМ). Проблема заключается в закок-
совывании твэлов продуктами органики. Никакими способами не удалось
добиться очистки теплоносителя ДТМ. Очень пожароопасен и токсичен с
химической точки зрения).
Среди газовых теплоносителей освоены углекислый газ и гелий. Уг-
лекислый газ недорог, характеризуется повышенными по сравнению с
другими газами плотностью и объёмной теплоёмкостью. Коррозионное
воздействие углекислого газа на металлы зависит от содержания кислоро-
да, который присутствует в углекислом газе как примесь и, кроме того,
образуется при высоких температурах в процессе диссоциации молекул
СОг на окись углерода СО и кислород О2.
Гелий имеет существенные преимущества по сравнению с СО2. Ге-
лий инертен и даже при очень высокой температуре не вступает в химиче-
ские соединения, не агрессивен по отношению к карбидам, в форме кото-
рых возможно использование ядерного топлива в реакторах на быстрых
нейтронах. По своим теплофизическим свойствам гелий также имеет пре-
имущества по сравнению с большинством газов. Среди недостатков гелия
можно отметить повышенную текучесть и дороговизну, а также большие
затраты энергии на прокачку его через активную зону, которые в реакто-
рах с шаровыми твэлами достигают 20 % от энерговыработки атомной
станции. В настоящее время гелий используется как теплоноситель в вы-
сокотемпературных реакторах на тепловых нейтронах.
Сочетание основных компонентов активной зоны дает огромное ко-
личество вариантов атомных реакторов. На рис. 2.5 показаны наиболее
распространенные комбинации.
Рис. 2.5. Варианты ядерных реакторов
76
-2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Конструктивные элементы активной эоны
Топливная композиция может быть смешана с замедлителем в виде
эмульсии, химического, металлургического соединения или просто тонко-
дисперсной смеси, образуя в герметичном сосуде критический объём, в
котором происходит самоподдерживающаяся цепная реакция деления. Та-
кой реактор, однородный по физическим свойствам во всех точках его
объёма, называют гомогенным (по латыни гомогенный - однородный).
В гетерогенном реакторе в активной зоне топливная композиция
отделена от замедлителя. Это делается для того, чтобы, во-первых, лока-
лизовать топливную композицию, снизить ту часть общего объёма актив-
ной зоны, где размещено топливо и образуются высокорадиоактивные
продукты деления. Более того, важно герметично изолировать топливную
композицию от замедлителя и омывающего её теплоносителя для предот-
вращения выноса и распространения радиоактивности из топливной ком-
позиции по всему реактору и первому контуру. Во-вторых, такой реактор
в отличие от гомогенного имеет ряд преимуществ с точки зрения эконо-
мии пейтронов в нём, а значит, - и экономии ядерного топлива для полу-
чения заданной мощности реактора.
Основным конструктивным элементом гетерогенной структуры
активной зоны энергетических реакторов является тепловыделяющий
элемент (твэл) — объём топливной композиции определённой формы, за-
ключенной в тонкостенную герметичную оболочку из металлического ма-
териала.
Толщина оболочки твэла выбирается такой, чтобы исключить про-
никновение радиоактивных продуктов деления из топливной композиции
внутри твэла в охлаждающий его снаружи теплоноситель, что продикто-
вано стремлением сделать контур циркуляции теплоносителя нерадиоак-
тивным или, по крайней мере, слаборадиоактивным.
Твэлы энергетических реакторов могут иметь различную геометри-
ческую форму. Наиболее распространенными в энергетических реакторах
являются гладкостержневые (цилиндрические) твэлы, кольцевые, пла-
стинчатые и крестообразные.
Форма твэлов выбирается из соображений простоты и технологич-
ности их изготовления, стремления при заданном объёме топливной ком-
позиции получить наибольшую поверхность теплоотдачи их и желания
сделать твэлы теплотехнически надёжными, т. е. способными сохранять
свою герметичность и теплоотдающие свойства в течение длительного
времени работы в реакторе.
Каждая ТВС представляет собой определённое количество твэлов, ди-
станционированных, т. е. расположенных на равных расстояниях друг от
77
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
друга, что предотвращает их взаимное касание (грозящее локальным пере-
гревом) и способствует равномерному омыванию всех твэлов теплоноси-
телем. Пучок твэлов надежно скрепляется, образуя единый конструктивный
узел с приспособлением в верхней его части (головкой ТВС), за которую
удобно захватывать ТВС специальным захватом разгрузочно-загрузочной
машины при выгрузке ТВС из активной зоны или загрузки их в неё.
ТВС энергетических реакторов могут быть кожуховыми и бескожу-
ховыми. Кожух ТВС - это тонкостенная металлическая труба (цилиндри-
ческой, квадратной или шестигранной формы), в которой размещается и
скрепляется ТВС с учётом компенсации различных температурных удли-
нений твэлов в ТВС и самой кожуховой трубы из-за неодинаковости их
нагрева в работающем реакторе.
2.1.2. Классификация ядерных реакторов
Существует несколько вариантов классификации ядерных реакто-
ров.
По назначению выделяют:
• энергетические реакторы, предназначенные для получения элек-
трической и тепловой энергии, используемой в энергетике;
• промышленные реакторы, используемые для наработки стабильных
и радиоактивных изотопов. Наиболее широко используются для произ-
водства ядерных оружейных материалов, например Рп-239;
• транспортные реакторы, предназначенные для снабжения энергией
двигателей транспортных средств. Широко распространены судовые
ядерные реакторы, применяющиеся на подводных лодках и различных
надводных судах, и космические реакторы;
• экспериментальные реакторы, предназначенные для изучения раз-
личных аспектов работы ядерных реакторов, необходимых для создания
промышленных и энергетических установок; мощность таких реакторов
не превышает нескольких кВт;
• исследовательские реакторы служат источником нейтронов, р- и
у-излучений, которые используются в научных целях, Одна из разновид-
ностей - импульсные реакторы. Мощность исследовательских реакторов
не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не исполь-
зуется;
• многоцелевые. Например, реакторы на быстрых нейтронах могут
нарабатывать изотопы в процессе работы. Промышленные реакторы кро-
ме своей основной задачи часто вырабатывают электрическую и тепловую
энергию.
78
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Классификация по назначению является основной. Каждый вид ре-
актора данного назначения может быть осуществлен различными спосо-
бами путем выбора вида и параметров теплоносителя, структуры и мате-
риалов активной зоны и т. п. Реакторы могут быть классифицированы по
физическим, техническим или эксплуатационным признакам.
Классификация по физическим признакам:
• По энергии нейтронов, при которой происходит основная часть ре-
акций деления:
- реакторы на быстрых нейтронах Еп > 0,1 МэВ;
- реакторы на промежуточных нейтронах 1 эВ < Еп < 0,1 МэВ;
- реакторы на тепловых нейтронах Еп < 1 эВ.
Средняя энергия тепловых нейтронов при комнатной температуре
£-0,025 эВ.
♦ По виду топливного цикла — реакторы делятся на:
- урановые;
- плутониевые;
- ториевые.
• По коэффициенту воспроизводства на:
-реакторы-конверторы (с коэффициентом воспроизводства < 1);
-реакторы-размножители (с коэффициентом воспроизводства^ 1).
Техническую классификацию проводят
• по элементу, в котором создается давление теплоносителя:
- корпусные;
- канальные;
- канально-корпусные реакторы;
* но виду теплоносителя и замедлителя:
-водо-водяные, тепловые реакторы с тяжеловодным или графито-
вым замедлителем,
- быстрые реакторы с натриевым или гелиевым теплоносителем,
- энергетические реакторы с органическим теплоносителем и замед-
лителем и т. п., возможные сочетания приведены в табл. 2.2;
• по агрегатному состоянию водяного теплоносителя:
- кипящие,
- водо-водяные с водой под давлением,
- быстрые пароохлаждаемые реакторы;
• по числу контуров теплоносителя:
- одноконтурные (реакторы с прямым паро- или газотурбинным цик-
лом),
- двухконтурные с парогенератором,
- трехконтурные (с промежуточным контуром, отделяющим реак-
торный контур от паросилового);
79
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ на БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
• по структуре и форме активной зоны: гетерогенные или гомогенные
реакторы с активными зонами в форме цилиндра, параллелепипеда или
сферы;
• по возможности перемещения:
- стационарные,
- транспортные,
- транспортабельные;
• по времени действия:
- реакторы непрерывного действия,
- импульсные,
- прерывистого действия.
Таблица 2.2
Возможные сочетания теплоносителя и замедлителя
Замедлитель Теплоноситель
Н2О Н2О Органиче- ские жидко- сти Жидкие металлы Расплавы солей Газ
Н2О + — — — — -
D2O + + — — — -И
Органические жид- кости — — + — — -
Нет замедлителя пар — — + + +
Расплавы солей — — + — + -
Графит + + + + +
По эксплуатационным признакам реакторы классифицируются:
• по режиму работы:
- реакторы базисных, работающих на номинальной мощности АЭС,
и
- реакторы пиковых и полупиковых АЭС, работающих на перемен-
ной мощности по графику;
• по способу перегрузок: с непрерывной, частичной и полной пере-
грузкой топлива в активной зоне.
80
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХРЕАКТОРОВ
2.2, Теория гетерогенного реактора (теория решетки)
По целому ряду соображений как «физического», так и технического
свойства (например: удобство обращения с топливом, организация тепло-
отвода, локализация продуктов деления и др.) в энергетических реакторах
выбирается гетерогенная структура активной зоны. Упорядоченная пери-
одическая система топливных блоков, расположенных в замедлителе
(теплоносителе), представляет собой решетку активной зоны гетерогенно-
го реактора.
Любой гетерогенный реактор - даже гипотетический простейший со
строго регулярной, но конечной решеткой одинаковых цилиндрических
твзлов без оболочек, размещенных в однородном замедлителе, - геомет-
рически слишком сложен для расчета, который учитывал бы одновремен-
но и внутреннюю геометрию активной зоны (распределение потоков
нейтронов веех энергий в твэлах и окружающем каждый из них замедли-
теле) и ее конечность, обусловливающую утечку нейтронов из реактора.
Трудность такого подхода к задаче усугубляется тем обстоятельством, что
как внутри твэлов, так и в прилегающих к ним слоях замедлителя почти
при всех энергиях нейтронов неприменимо диффузионное приближение.
В теории гетерогенного реактора удалось выделить из нее часть
(теорию решетки), не связанную с описанием утечки нейтронов из реакто-
ра н оперирующую только с бесконечной решеткой или, что эквива-
лентно, с элементами этой решетки - ячейками. Элементарной ячейкой
или просто ячейкой называют элемент периодичности решетки (твэл с
прилегающим к нему теплоносителем и замедлителем либо технологиче-
ский канал с окружающим его замедлителем); предполагается, что все
элементарные ячейки в решетке имеют одинаковую геометрическую фор-
му н нейтронные характеристики.
В теории решетки решается задача по гомогенизации активной зоны:
реальная гетерогенная среда заменяется эквивалентной ей гомогенной.
Критерием эквивалентности при этом является равенство скоростей всех
видов взаимодействий нейтропов с ядрами.
В гетерогенном реакторе имеет место проигрыш в полезном исполь-
зовании тепловых нейтронов, но в целом гетерогенная структура увели-
чивает коэффициент размножения.
81
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
2.2.1. Гомогенные и гетерогенные реакторы
Гомогенные реакторы
Гомогенные реакторы - это реакторы, в которых используется гомо-
генная смесь топлива в несущей среде, которая одновременно может слу-
жить (обычно) теплоносителем и замедлителем, либо выполнять роль од-
ного из указанных компонентов.
Ядерное топливо, теплоноситель и замедлитель (если они есть) тща-
тельно перемешаны и находятся в одпом физическом состоянии, т. е. ак-
тивная зона полностью гомогенного реактора представляет жидкую, твер-
дую или газообразную однородную смесь ядерного топлива, теплоносите-
ля или замедлителя. Гомогенные реакторы могут быть как на тепловых,
так и на быстрых нейтронах. В таком реакторе вся активная зона находит-
ся внутри стального сферического корпуса и представляет жидкую одно-
родную смесь горючего и замедлителя в виде раствора или жидкого спла-
ва (например, раствор уранилсульфата в воде, раствор урапа в жидком
висмуте), который одновременно выполняет и функцию теплоносителя.
Отсутствие каких-либо конструкционных материалов в активной
зоне создает весьма благоприятный баланс нейтронов. Можно осуществ-
лять непрерывный вывод продуктов деления, реализуя тем самым непре-
рывную перегрузку топлива. Это в свою очередь позволяет свести к ми-
нимуму избыточную реактивность и существенно упростить регулирова-
ние. Все это предопределяет минимальные потери нейтронов на вредное
поглощение. Благодаря малой непроизводительной потере нейтронов кри-
тическая загрузка топлива в гомогеппых реакторах существенно меньше,
чем в гетерогенных.
Достоипством гомогенпых реакторов является еще и то, что они мо-
гут применяться не только для выработки электроэнергии на электростан-
циях, но и в различных отраслях промышленности, где требуются высокие
температуры. Например, в реакторах на расплавленных солях температура
расплава может достигать 1000-1300 °C, что вполне достаточно для мно-
гих технологических процессов в металлургической, химической и других
отраслях промышленности, при этом давление расплава сравнительно
низкое и составляет доли МПа.
Основной недостаток гомогенпых реакторов - высокая радиоактив-
ность всего контура. Здесь отсутствует один из важных барьеров удержа-
ния продуктов делепия - оболочка твэлов, поэтому требования к герме-
тичности контура существенно повышаются. Очень осложнены в этих
условиях организация профилактических осмотров оборудования и про-
ведение планово-предупредительных работ. Ограниченность непосред-
ственного доступа требует создания принципиально новых устройств и
82
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
механизмов по дистанционному обслуживанию оборудования первого
контура.
Концепция реактора с гомогенной активной зоной реализована в ре-
акторе на расплавленных солях MSBR (США).
Так как в гомогенной активной зоне замедлитель и ядерное топливо
представляют собой однородную смесь, то они облучаются потоком теп-
ловых нейтронов одинаковой плотности Ф. Количество тепловых нейтро-
нов, поглощённых за 1 с в единице объёма гомогенной смеси:
£аФ = (Х3а+Еиа)-Ф, (2.3)
где Ф - плотность нейтронного потока, нейтрон/(см2-с);
- макроскопическое сечение поглощения смеси, см'1;
S3a - макроскопическое сечение поглощения замедлителя, см'1;
Sua - макроскопическое сечепие поглощения урана, см'1.
Таким образом, коэффициент использования тепловых нейтропов 0
равен доле тепловых нейтронов, поглощённых в уране:
0 = ЕиаФ/ЕаФ = Lua/(Lua+L3a). (2.4)
Из анализа этой формулы следует три вывода:
• коэффициент 0 гомогенной смеси не зависит от скорости нейтронов
v, а значит, и от температуры нейтронного газа Тп\
• с увеличением концентрации урана в смеси коэффициент 0 стремит-
ся к единице. Наоборот, разбавление урана замедлителем ведёт к умень-
шению коэффициента 0;
• с повышением обогащения урана возрастают сечение поглощения
н коэффициент 0.
Гетерогенные реакторы
Основой регулярной структуры гетерогенной активной зоны являет-
ся повторяющийся объёмный элемент - ячейка активной зоны. Это может
быть одиночный твэл вместе с относящимся к нему объёмом водпого за-
медлителя (как в ВВЭР-1000) илй теплоносителя (как в РЕН), или один
технологический канал вместе с относящимся к нему объёмом графитово-
го замедлителя (как в активной зоне РБМК-1000). Геометрическая форма
ячейки может быть разной: прямой шестиугольной призмы (ВВЭР-1000,
БН-600) или прямой квадратной призмы (РБМК-1000). Общность этих
конструктивно различных ячеек состоит в том, что в той и в другой есть
цилиндрический элемент, предназначенный для размещения в нём ядер-
ного топлива, а также окружающий этот цилиндрический элемент более
с или менее равномерный слой замедлителя или теплоносителя.
Гетерогенная активная зона, в отличие от гомогенной, неоднородна
для тепловых нейтронов, так как сечения поглощения замедлителя и кон-
струкционных материалов твэлов резко различаются.
83
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Для определения закономерностей распределения плотности потока
тепловых нейтронов в реальных ячейках активных зон и для нахождения
на этой основе величины коэффициента использования тепловых нейтро-
нов в теории реакторов вводится понятие элементарной ячейки - физиче-
ской модели реальной ячейки, состоящей из цилиндрического топливного
блока, окружённого слоем замедлителя равной толщины. Круговая одно-
мерная ячейка носит название ячейки Вигнера-Зейца (рис. 2.6).
Рис. 2.6. Ячейка Вигиера-Зейца
Быстрые нейтроны теряют свою энергию в замедлителе, так как ура-
новый стержень состоит только из тяжелых атомов. Следовательно, за-
медлитель является источником тепловых нейтронов. Из замедлителя теп-
ловые нейтроны перетекают в топливо. Плотность потока нейтронов Ф
уменьшается от границы ячейки к её центру. Поглощение тепловых
нейтронов ядрами замедлителя в гетерогенном реакторе больше, чем в
гомогенном.
скорость поглощения тепловых нейтронов в объеме топлива _
У —----------------------------------------------
скорость поглощения тепловых нейтронов в топливе и замедлителе
Е’Ф.К (, Г Ф, rY' (2,5)
"х’ФЛ+ЧФЛЧ ОгЧ, '
Здесь V3 и Кт, см3 - объёмы замедлителя и топливного блока в ячейке
соответственно, а Ф, и Фт, нейтр/см2с - средние по объёму (или по радиу-
су) значения плотности потока тепловых нейтронов в замедлителе и топ-
ливном блоке.
Сравнивая выражение (2.5) с выражением для коэффициента исполь-
зования тепловых нейтронов в гомогенной размножающей среде из таких
же материалов (2.4), видно, что даже при V/Vx = 1 (т. е. если сравнивать
величины 0 в гомогенной и гетерогенной системах с одинаковыми коли-
чествами одинаковых топлива и замедлителя) величина 0 в гетерогенной
ячейке оказывается ниже, чем величина 0 гомогенной смеси из тех же ко-
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
личеств тех же самых топлива и замедлителя. Иначе говоря, в гетероген-
ном случае имеет место проигрыш в полезном использовании тепловых
нейтронов, и этот проигрыш обусловлен тем, что в двухзонной ячейке:
Ф, > Ф7, или Фз/ Фг > 1,
т, е. потому, что среднее значение плотности потока тепловых нейтронов
в замедлителе двухзонной ячейки выше, чем в топливном блоке. Поэтому
величину
используют как меру уменьшения коэффициента тепловых нейтронов,
обусловленного гетерогенностью среды, и называют коэффициентом
проигрыша. Эту величину можно определить экспериментально с помо-
щью детекторов.
Кроме этого, имеются еще три эффекта, которые влияют на коэффи-
циент размножения гетерогенной среды:
1) в гетерогенной системе нейтрон передает свою энергию вне бло-
ков горючего, т. е. имеет вероятность пройти область резонансов вне бло-
ков. Этот эффект увеличивает вероятность избежать резонансного захвата
<р, что приводит к увеличению
2) увеличивается доля делений U-238, т. к. увеличивается вероят-
ность испытать первое соударение в топливном блоке, что увеличивает
коэффициент размножения на быстрых нейтронах е и соответственно
увеличивает &>;
3) сильное уменьшение потока резонансных нейтронов внутри бло-
ков приводит к сильной экранировке U от самопоглощения и как след-
ствие к увеличению вероятности избежать резонансного захвата <р и соот-
ветственно к увеличению к^.
Третий эффект является главным и определяющим, дающим пре-
имущество решетчатому (гетерогенному) распределению горючего.
Нейтронно-физические особенности реакторов на быстрых нейтро-
нах связаны с действующим спектром в активной зоне. В активной зоне
отсутствуют легкие вещества как замедлители нейтронов, что ухудшает
физику реактора (в части коэффициента использования тепловых нейтро-
нов). Замедление происходит на ядрах топлива, конструкционных матери-
алов, натрия; « Еа, поэтому в реакторах на быстрых нейтронах основ-
ной тип замедления - неупругое рассеяние; в реакторах на тепловых
нейтронах £;Ss»Ea и замедление происходит при упругом рассеянии.
Большая средняя длина пробега нейтронов в РЕП намного превышает
размеры решетки твэлов, следовательно, локальные возмущения дают
слабый вклад в формирование поля нейтронов. Поэтому РБН можно счи-
85
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
тать гомогенной системой. Это определяет возможность использования
диффузионного многогруппового приближения для расчета реактора,
Большие размеры реактора также допускают использование этих прибли-
жений. Это позволяет рассчитывать характеристики активной зоны непо-
средственно, мипуя расчет элементарной ячейки, что характерно для РТН.
Расчет и анализ элементарных ячеек иногда используется для оценок де-
прессии потока на границах с замедлителем, если он присутствует в зоне
БН (например, стержни-поглотители-ловушки нейтронов, добавление за-
медлителя в ТВС для снижения натриевого пустотного эффекта).
2.2.2. Классификация решеток
Решетки бывают простые и сложные. У простой решетки в узлах
находятся отдельные твэлы, которые образуют простую регулярную гео-
метрическую структуру.
У сложной решетки в узлах находятся не отдельные твэлы, а техно-
логические каналы. В технологических каналах находится расположенная
в определенном порядке группа твэлов, образуя впутриканальпую решет-
ку. Такие сложные решетки (полпрешетки) называют также канальными.
В регулярной решетке удается выделить одинаковые повторяющиеся
элементы, которые содержат твэл и окружающий его замедлитель или
технологический канал с окружающим его замедлителем. Такой элемент
решетки активной зоны называется элементарной ячейкой или просто
ячейкой. Ячейка канальной решетки называется часто макроячейкой, а
ячейка внутриканальной решетки называется микроячейкой.
В зависимости от геометрии различают обычно квадратные и тре-
угольные рещетки. В квадратных решетках твэлы (или каналы) располо-
жены в узлах квадратов (ячейка имеет форму квадрата). В треугольной
решетке твэлы (или каналы) расположены в углах равносторонних тре-
угольников. Ячейка имеет форму шестиугольника (гексагональная ячей-
ка). Простые решетки делятся, в свою очередь, на разреженные и тесные.
В разреженной решетке твэлы размещаются на большом расстоянии друг
от друга, поэтому нейтрон, родившийся в топливном блоке, или испытав-
ший там столкновение, следующее столкновение испытает в замедлителе.
Пезависимо от формы ячейки решетка твэлов характеризуется вели-
чинами диаметра твэлов (dp и шага решетки (/?р). Шаг решетки — это рас-
стояние между осями симметрии непосредственно соседствующих друг с
другом твэлов.
Средний путь быстрого нейтрона между двумя последовательными
рассеяниями в замедлителе - это ередняя длина свободного пробега рас-
сеяния в замедлителе (Х53)бн.
86
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Редкой или разреженной называется решётка твэлов, в которой зазор
между соседними твэлами существенно больше средней длины свободно-
го пробега рассеяния быстрых нейтронов в заполняющем этот зазор за-
медлителе:
(Д>- с?о)» (^бз)бн- (2-7)
Пример такой решетки приведен на рис. 2.7.
Рис. 2.7. Поперечное сечение участка разреженной решетки твэлов
В icciibix решетках (рис. 2.8) твэлы расположены так близко друг к
другу, что нейтрон, родившийся в топливном блоке или испытавший там
столкновение, с довольно большой вероятностью испытает следующее
столкновение в соседнем топливном блоке. Признаком «тесной» решетки
является соизмеримость зазора между твэлами в ней со средней длиной
пробега рассеяния быстрых нейтронов в воде:
(bp-do) ~ (^п)бн- (2.8)
Обычно в тесных решетках теплоноситель является одновременно и
замедлителем (ВВЭР) или замедлитель вообще отсутствует (БН).
87
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТЕНЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рис. 2.8. Тесная решетка активной зоны гетерогенного реактора;
1 - топливо; 2 - оболочка; 3 - теплоноситель; 4 - замедлитель;
5 - элементарная шестиугольная ячейка
Сложная решетка (рис. 2.9) содержит элементы как разреженной, так
и тесной решеток. Разреженная решетка образуется технологическими ка-
налами, а тесная - твэлами внутри канала. Такие решетки имеют реакторы
РБМК и тяжеловодные канальные реакторы.
Рис. 2.9. Сложная решетка активной зоны гетерогенного реактора:
1 - топливо; 2 - оболочка; 3 - теплоноситель; 4 - трубка канала;
5 - элементарная микроячейка
88
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Решётки твэлов в ТВС энергетических тепловых реакторов АЭС яв-
ляются «тесными». Пе только из-за стремления конетрукторов реакторов
расположить твэлы как можно плотнее, чтобы нолучить в ограниченном
объёме активной зоны возможно большую тепловую мощность, но и по-
тому, что именно «тесная» решётка позволяет иметь размножающие свой-
ства гетерогенной композиции, близкие к оптимальным.
Регулярным (повторяющимся) объёмным элементом структуры тре-
угольной решётки является одиночный твэл вместе с относящимся
к нему объёмом замедлителя. Этот элемент имеет форму прямой шести-
угольной призмы (а в поперечном сечении - форму правильного шести-
угольника), и называется элементарной ячейкой активной зоны (на
рис. 2.10 элементарные ячейки обведены штриховыми линиями).
Рис. 2.10. Регулярная структура треугольной решётки твэлов в ТВС
Размер «под ключ» гексагональной ячейки равен шагу треугольной
решётки твэлов, и это помогает легко вычислять часто требующуюся в
расчётах величину площади поперечного сечения ячейки 5Я:
£я=уА2*°’866А2- <2-9)
Такую же структуру треугольной решётки образуют и тепловыделяю-
щие сборки в активной зоне реакторов ВВЭР и БП.
Структура треугольной решётки является наиболее плотной из объ-
ёмных структур цилиндрических твэлов, позволяющей разместить в за-
данном объёме наибольшее количество твэлов, а значит, при заданном ко-
личестве топливной композиции в активной зоне реактора - создать
89
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
наибольшую поверхность теплоотдачи от твэлов, а при заданной номи-
нальной мощности энергетического реактора - уместить активную зону в
меньших габаритах.
Ячейки активной зоны РБМК, под которыми понимаются одиночные
технологические каналы с прилегающими к ним объёмами графитовых
столбов, образуют в реакторе регулярную структуру квадратной решётки
с постоянным для всей активной зоны и отражателя шагом = 250 мм.
Это значит, что и сами ячейки в поперечном сечении имеют форму квад-
рата со стороной 250 мм.
По возможностям размещения в заданном объёме активной зоны
наибольшего количества топлива (определяемого числом размещаемых в
активной зоне ТВС) квадратная решётка уступает треугольной, но являет-
ся более подходящей для уран-графитового реактора, т. к. графит, уступая
воде по замедляющей способности (^Xs), для обеспечения теплового спек-
тра в реакторе должен использоваться в активной зоне в большем количе-
стве на единицу массы загружаемого топлива, чем вода.
В качестве граничного условия на поверхности круговой ячейки ис-
пользуют условия зеркального отражения. Однако в тесных решетках это
может привести к ошибкам, потому что пейтроп, вылетевший из блока и
отразившийся от границы реальной ячейки, не всегда полетит в сторону
блока. В таких случаях применяют другие граничные условия, например,
условие диффузионного отражения. Здесь важно, чтобы на границе ячейки
не нарушался баланс нейтронов. При использовании диффузионного при-
ближения условие зеркального отражения будет иметь следующий вид:
dr
т. е. плотность потока нейтронов любой энергии на границе ячейки равна
нулю.
Расчет детального распределения потока нейтронов в ячейке очень
сложен (сложная геометрия, анизотропия рассеивания). Однако в опреде-
лении средних скоростей взаимодействия в каждой зоне ячейки (топлива,
оболочки, замедлителя, теплоносителя) нет необходимости. Обычно для
решения ряда задач достаточно определить скорости взаимодействия,
усредненные по всей ячейке.
Для расчета средних скоростей взаимодействия и плотностей пото-
ков нейтронов в ячейке используются различные методы. Одним из них,
достаточно распространенным, является метод вероятности первых
столкновений (ВПС), который основан на расчете вероятности первых
столкновений нейтронов в блоке и в замедлителе и последующего их ис-
пользования. Достоинства метода ВПС: достаточная точность, относи-
тельная простота и малая трудоемкость.
(2.10)
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
2.2.3. Метод вероятности первых столкновений (ВПС)
Элементарная ячейка (ячейка Вигнера-Зейца) состоит из зон с раз-
личными нейтронно-физическими характеристиками (с разными нейтрон-
ными сечениями). Для описания взаимодействия нейтронов в отдельных
зонах элементарной ячейки при прохождении нейтрона через нее необхо-
димо знать отдельные вероятности поглощения нейтронов в этих зонах и
вероятности прохождения через эти зоны без поглощения. Для этого
необходимо уметь рассчитывать вероятности первых столкповепий в раз-
личных по геометрической форме и составу зонах ячейки.
Рассмотрим две области 0 (топливо) и 1 (замедлитель) (рис. 2.11),
имеющие общую гранипу - поверхность F, и соответственно объемы
У), макросечения S,b Sj0,
Рис. 2.11. Элементарная ячейка
Введем основные вероятности:
• P(V—>V) - вероятность для нейтрона, родившегося в зоне, испытать в
ней же свое первое столкновение;
• P(7->F) - вероятность для нейтрона, родившегося в зоне, достичь
границы F без столкновений.
Отметим, что
P(r->F)+^->F)=l. (2.11)
• P(F—>F) - вероятность для нейтрона, влетевшего в зону извне через
границы F, преодолеть ее без столкновений;
• P(F—>У) - вероятность для нейтрона, влетевшего в зону V (извне),
испытать в ней свое первое столкновение.
Отметим, что также
P(F^F)+P(F^r)^l. (2.12)
В методе ВПС обычно предполагают, что поток нейтронов при пере-
сечении границы зоны изотропен. Использование предложения об изо-
91
атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
тропности распределения нейтронов позволяет установить весьма важное
отношение между вероятностями P(F—>V) и P(V—*F) - соотношение вза-
имности:
P(F^V) = X,0T0P(V^>F), (2.13)
где =4Vq/F-средняя хорда в зоне 0 (топливо), - полное сечение
взаимодействия в той же зоне.
Для односвязных областей, имеющих общую гранипу F, все вероят-
ности можно выразить через любую из них, поэтому задача сводится к
вычислению только одной вероятности.
Изотропность нейтронного потока и условие зеркального отражения
на границе позволяют установить соотношения взаимности для вероятно-
сти Ру для нейтрона, родившегося в зоне i, испытать столкновение в зоне j
и Pjj для нейтрона, родившегося в зонеJ, испытать столкновение в зоне i:
(2.14)
где У,, У}, L, - объемы и полные сечения в зонах i и j соответ-
ственно.
Рассмотрим особенности вычисления вероятностей в разных типах
решеткок.
В разреженной решетке, состоящей из топлива и замедлителя,
нейтрон, родившийся в блоке (или испытавший там столкновение) и вы-
летевший из него, свое следующее столкновение испытает в замедлителе.
При вычислении вероятностей не нужно учитывать присутствие соседних
блоков. Для такого случая удобно вычислять Д - Р(Г0 —> F) - вероятность
для нейтрона вылететь за пределы топливного блока.
Для сферической активной зоны радиусом R эта вероятность вычис-
ляется по формуле
тт» 2Л т
Р -------Г d<p ([1 - exp(-E,rf)] ——— =
0 J Р v 'fJ2R2R
(2.15)
= [2 (Z,Л)' -1 + (1 + 2 (1,Л)) exp (-2Z,Л)],
где <р - координата по углу сферы; rF - путь по радиусу сферы до поверх-
ности F.
Аналогичные формулы для других простейших геометрических
форм.
На практике для расчета вероятностей используют аппроксимацион-
ные формулы, например, т. н. рациональное приближение Вигнера с по-
правкой Бэлла для вероятности столкновений P{V—>V), которую в даль-
нейшем будем обозначать Роо'.
92
2. ФИЗИКА ВЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
/°^0
У + /оЕ(О ’
(2.16)
где у - параметр Бэлла, который зависит от оптической толщины и
формы тела.
В случае тесных решеток пужно учитывать нейтроны соседних яче-
ек, которые пролетели замедлитель, не испытав там столкновения. Усло-
вие зеркального отражения на границе позволяет перейти от рассмотрения
решетки в целом к одной ячейке. Чтобы учесть нейтроны, пришедшие из
других ячеек, заменяем вероятность Ру на Qy - вероятность для нейтронов,
родившихся в зоне г, от однородных и изотроппых источников испытать
столкновение в зоне j этой же ячейки после любого, включая нулевое,
числа отражений от ее границ:
(2-17)
Используя для расчета вероятностей приближение Бэлла (2.16),
можно получить в рациональной форме Q^.
Уоо - у ,
VYP+JoE,0
(2.18)
где ур - коэффициент затенения в решетке, который вычисляется по фор-
муле
^(v-iXi-cy
Здесь С - поправка Данкова-Гинзбурга для резонансного поглоще-
ния нейтронов в тесных решетках, которая для цилиндрических блоков
вычисляется по формуле:
expl-r/i -Е.,)
С = 1---Л--------(2.
1 + /]Е(1 (1-r-Sr)
где - оптическая толщина замедлителя; t = (bp-do)/h - кратчайшее рас-
стояние между поверхностями блоков, измеренное в единицах It;
6t= ^„/(T+p^s,,) - поправка на форму ячейки; р - коэффициент, завися-
щий от формы ячейки.
93
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТЕНЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
2.2.4. Физические особенности гетерогенного реактора
Практически все реакторы гетерогенные. В таких реакторах замед-
ление нейтронов пространственно отделено от поглощения. Нейтроны те-
ряют свою энергию в замедлителе, а поглощаются в топливе, что приво-
дит к неравенству нейтронных потоков в различных компонентах актив-
ной зоны. Влияние распределения потока нейтронов по ячейке на пара-
метры размножения (так называемая физическая гетерогенность) зависит
от энергии нейтронов. Реактор, физически гетерогенный для нейтронов
одной области энергий (например, тепловой), может быть практически
гомогепным для нейтронов другой (например, для нейтронов спектра де-
ления).
В тесных решетках ввиду малости размеров твэла (-0,7 :0,9 см) и
разделяющего твэла слоя теплоносителя (-0,2 -0,4 см) по сравнению с
длиной свободного пробега нейтронов деления в воде (~ 10 см при энер-
гии Е ~ 1 МэВ) поток надпороговых нейтронов практически не зависит от
координат
(см. рис. 2.12, а). В связи с этим размножение на быстрых нейтропах не
очепь сильно отличается от размножения в гомогенной среде с таким же
соотношением концентраций компонентов. Отметим, что если в гомоген-
ной среде концентрация ядер топлива существенно меньше концентрации
ядер замедлителя, то размножение нейтронов в области быстрых нейтро-
нов близко к нулю. В разреженных решетках в отличие от тесных эффек-
ты гетерогенности в этой области энергий проявляются в большей степе-
ни, поскольку длина пробега нейтрона до рассеяния в замедлителе
существенно меньше среднего пути
Рис. 2.12. Пространственное распределение потоков нейтронов различных энергий в твэле
(«О») и замедлителе («I»):
а — быстрые нейтроны: б — резонансные нейтроны (Ег — энергия резонанса; Е - энергия
нейтронов, далекая от резонанса); в - тепловые нейтроны (Ei - энергия тепловых нейтронов)
94
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Влияние гетерогенной структуры на распределение потока нейтро-
нов в топливе и замедлителе особенно резко проявляется в области резо-
нансных энергий нейтронов. Резонансный характер сечения поглощения
топлива приводит к тому, что для многих сильных резонансов вблизи его
максимума длина пробега до поглощения л,,.о значительно меньше харак-
терного размера топливного блока. Поэтому нейтроны резонансных энер-
гий, попавшие в блок, поглощаются в тонком поверхностном слое. Во
внутренних слоях урана поток нейтронов этих энергий близок к нулю
(см рис. 2.12, б). Значительная экранировка ядер урана внутри твэла при-
водит к тому, что они не участвуют в поглощении нейтронов, эффектив-
ный резонансный интеграл существенно меньше, чем в гомогепной среде
при прочих равных условиях, увеличивается также и вероятность избе-
жать резонансного поглощения <р. Эффект экранировки уменьшается при
наличии в топливе легких ядер (О2, Сит. п.), так как в этом случае быст-
рые нейтроны, рассеиваясь на легких ядрах, могут поглотиться ядрами
урана, расположенными внутри блока.
Поскольку нейтроны теряют свою энергию в замедлителе, а погло-
щаются в топливе, то они имеют большую по сравнению с гомогенной
средой вероятность замедлиться через область резонансных энергий, не
столкнувшись с ядрами топлива. Этот эффект также способствует увели-
чению (р в гетерогенных системах. В области энергий тепловых нейтронов
влияние гетерогенной структуры на пространственное распределение по-
тока нейтронов также существенно. Однако здесь картина несколько от-
лична от рассмотренной выше. Если при замедлении поглощение нейтро-
нов (1-<р) незначительно (10^20 %) и большая их часть замедляется до
тепловых энергий (в реакторах на тепловых нейтронах), то тепловые
нейтроны поглощаются все, причем в основном (80-90 %) в топливе. По-
этому возникают градиенты потока, направленные в сторону блока
(см. рис. 2.12, в). Превышение среднего потока в замедлителе Ф; над
средним потоком в топливе Фо приводит к уменьшению полезного погло-
щения нейтронов, а значит, и к уменьшению коэффициента использования
тепловых нейтронов 0 по сравнению с коэффициентом 0 для гомогенной
среды, в которой соответствующее отношение потоков равно единице.
Присутствие в активной зоне энергетического реактора урана-238
оказывает влияние на коэффициент размножения реактора посредством
двух сомножителей - коэффициента размножения на быстрых нейтронах е
и вероятности избежать резонансного захвата <р.
Чтобы проиллюстрировать рассмотренные здесь особенности, срав-
ним коэффициент размножения к,» для гомогенной и гетерогенной раз-
множающей среды.
95
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Коэффициент размножения на быстрых нейтронах
Сечение деления урана-238 имеет пороговый характер, причем поро-
говая энергия нейтрона для деления урапа-238 примерно равна 1 МэВ,
В среднем нейтроны рождаются с энергией Ef, причем часть из них имеют
энергию выше пороговой А'п. В процессе замедления от Ei до Еп первона-
чальное число нейтронов увеличивается в s раз. Следовательно, s можно
определить как отношение числа быстрых нейтронов, замедляющихся до
энергии ниже пороговой (Е - Еп), к числу первоначально родившихся
нейтронов:
е =1, (2-21)
j j vr(E)^E^(r,E)dVdE
о
где Го - объем топливного блока.
Рассмотрим твэл, содержащий уран-238 и расположенный в беско-
нечном замедлителе (разреженная решетка). Мы рассматриваем здесь ре-
актор на тепловых нейтронах с относительно низким обогащением
(х < 5 %), поэтому делением урана-235 быстрыми нейтронами можно пре-
небречь. Считаем, что нейтроп, вылетевший из блока и попавший в за-
медлитель, выбывает из дальнейшего процесса размножения на уране-238
(вероятность для нейтрона пролететь без столкновений через замедлитель
в другой блок для разреженных решеток пренебрежимо мала).
Предположим также, что из всех видов рассеяния только неупругое
переводит нейтрон в подпороговую область. Тогда сечение увода
&R =
Для быстрого нейтрона, родившегося в блоке, существуют следую-
щие вероятности:
• поглотиться без деления в блоке РооДо/До;
• вылететь за пределы блока и уйти в подпороговую область Ро =
= 1 - Рт,
• неупруго рассеяться в блоке с уходом в подпороговую область
РооДго/Е/о;
• остаться в блоке и иметь возможность вызвать деление U-238 в
следующих циклах после упругого столкновения с топливом РооДя)/2/о;
• вызвать деление U-238 с образованием v8® нейтронов
Р У® v® /У •
-ГОО-Ь JO V
• из которых сразу станут подпороговыми P00S% v%( 1 -%)/До, потому
что в акте деления рождается \'8ю(]-х) подпороговых нейтронов. Здесь %-
доля нейтронов спектра деления, попадающих в данную группу энергий.
96
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Итак, полное число подпороговых нейтронов в результате нулевого
н первого столкновений
(1 -Роо) + РооХ/го/Хю + Роо^8/о v8/o(l-%)/S/o. (2.22)
Число нейтронов, имеющих после первого столкновения энергию
выше порога деления U-238:
v^x/Ljq. (2.23)
Таким образом, коэффициент размножения на быстрых нейтронах
можно найти как
v8 S8
1 v/z'/o
e=1+4/MX^J- (2'24)
Вероятность избежать резонансного поглощения
Вероятность избежать резонансного поглощения можно предста-
вить в виде отношения эффективного макроскопического сечения погло-
щения и замедляющей способности:
эф
Ф = ехР — > (2.25)
где /а Эф - эффективный резонансный интеграл поглощения, имею-
щий смысл интегрального по энергии микроскопического сечения погло-
щения
оаЛЯ')Ф(1)(Я'Ж (2.26)
где Нов и No - микроскопическое сечение и число ядер поглотителя.
Чем меньше оптическая толщина блока
Ц=4оаЛ (2.27)
в области резонанса, тем меньше выражен эффект энергетической блоки-
ровки и соответственно тем меньше эффект поверхностной блокировки
резонансного поглощения (см. рис. 2.13). Для сильных резонансов с
а,» 1 эффект энергетической блокировки нужно учитывать при расчете,
а для резонансов с а, « 1 им можно пренебречь.
97
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рис. 2.13. Эффект энергетической блокировки:
1 - без учета поверхностной блокировки; 2 - для сильных резонансов при больших
оптических толщинах блока
В эффективном резонансном интеграле выделим две части:
4 ,Ф =4t+4no4- (2-28)
Объемная часть 7аэф вычисляется при помощи однородного потока
нейтронов в объеме и характеризует резонансное поглощение. Поверх-
ностная часть 1а эф характеризует блокированную часть в области сильных
резонансов (т. е. учитывает депрессию потока вследствие эффекта по-
верхностной блокировки). В общем случае объемную часть 7ЯЭф можно
вычислить так же, как и для однородной гомогенной смеси:
(2М)
а поверхностная часть вычисляется по формуле:
- J -р^. (2.30)
S,(£')-Ss =!„,(£'). (2.31)
Па вид зависимости влияет наличие ядер рассеивателя в топливном
блоке, поскольку характер потери энергии на тяжелых и на легких ядрах
различен.
Согласно теории Гуревича и Померанчука, разработанной в 1946 г,;
(2.32)
Здесь - поправочный коэффициент, который зависит от оптиче-
ской толщины блока (параметр Бэлла), а, - оптическая толщина блока.
Первое слагаемое формулы (2.32) - неблокированный интеграл, вто-
рое слагаемое - блокированная часть резонансного поглощения.
98
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Для цилиндрического блока:
/ ч 2
Vfa ) = -/=, (2.33)
Vя а‘
г г чН ’ |ГД7„
*= ( ’
где L - бесконечный резонансный интеграл; Лг(( - число ядер топли-
ва; 6 = VJF - средняя хорда в топливном блоке; Г - ширина резонанса; о0
-микросечение резонанса; Е - энергия резонанса; индекс <а» относится к
1-му резонансу.
Известно, что /0ЛГ, « S/M. Поэтому обычно зависимость (2.34) запи-
сывают в виде:
I^=A+bJs/M, (2.35)
где S - площадь поверхности топливного блока; М - масса резонансного
поглотителя в блоке; А и В - константы, зависящие от вида топлива.
Отношение S/М имеет размерность см2/г, а Д эф - барн.
Коэффициенты А и В определяются на основе обработки экспери-
ментальных данных по резонансному поглощению. Например, при темпе-
ратуре 300 К константы равны:
1) в решетках из металлического урана А = 4,05; В = 25,8;
2) для двуокиси урана Л = 5,55; В = 26,6.
При наличии в топливе рассеивателя формула для расчета эффек-
тивного резонансного интеграла имеет вид:
/а^=А + В + (2.36)
УМ a )
где Ед,-макросечение рассеивателя, содержащегося в блоке;
= ХЛ i Ъ, , (2.37)
Г
где SjPi - сечение потенциального рассеяния для всех ядер, кроме поглоти-
теля; А, - эффективность рассеивателя, т. е. коэффициент, учитывающий за-
висимость изменения потери энергии при рассеивании от массы ядра.
Влияние эффекта затенения в тесных решетках учитывают с помо-
щью коэффициента затепения (2.19):
+ (2.38)
V м
Для слабых резонансов поток нейтронов в пределах блока не меня-
ется; ур учитывается только для поверхностной части резонансного по-
глощения /юф и отсюда: чем меньше расстояние между блоками, тем
меньше уР.
99
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Коэффициент использования тепловых нейтронов
По онределению коэффициент использования тепловых нейтронов
равен отношению числа тенловых нейтронов, поглощенных топливом, к
общему числу тепловых нейтронов, поглощенных в активной зоне.
Для гомогенной активной зоны
]Ф(Г)^ dv
0ГОМ ___________у sy ЭЛЛ
/ф(г)Е^и+|Ф(г)ЕГ^и+{Ф(г)Е^г’ 1 ‘ J
V F V
где - макросечения поглощения для топлива, замедли-
теля и конструкционных материалов соответственно.
Здесь надо учесть, что поток нейтронов в гомогенной среде одина-
ков для всех компонентов активной зоны:
Уи
лгом _
(2.40)
или
0ГОМ
1
1+9”“+/’
(2-41)
где q™ и qк - относительное поглощение нейтронов в замедлителе и
конструкционных материалах (т.н. вредное поглощение):
_гом _зам .
я =? +я ;
0™__L_ (2-42)
1+^™ '
Для оценки процесса в гетерогенной активной зоне возьмем двух-
зонную ячейку: 0 - топливо, 1 - замедлитель.
Jl^oOW
|ГЕТ _ ..V ___________ ,
“ fo(r0)4r + jZa, Ф^Г’
F И
(2-43)
J Ф0(г)</Г j Ф0(г)</Г
Фо = ; Фо = --------
V V
го го
е = —=--------!-=—.
+ Фо^о
Тепловые нейтроны рождаются в замедлителе (в зоне 1, рис. 2.14), а
поглощаются в топливной зоне (зона 0), поэтому:
100
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
^>1
ф0
< 0Г0М .
1 1
— —— ^а — а
fl fl*™ 4
.том
——=1^-1),
Z к(^-1)
^Фо '
(2-44)
где d - S- - коэффициент проигрыша.
Фо
(2-45)
Тогда
» 1 1
1 La,^ , 1 + ^rf'
1+ > -d
2.Л
Коэффициент проигрыша, характеризующий уменьшение коэффи-
циента использования тепловых нейтронов, обусловленный гетерогенно-
стью среды, удобно представить в виде суммы двух слагаемых
rf = 5,=5s) + S-5(i) = a+0.
Фо Фо Фо
п „Ф('-о) . п Ф.-Ф0-О)
Фо ф#
где й - внутренний блок-эффект, Qt - внешний блок-эффект.
(2.46)
При проектировании ядерных реакторов стремятся к тому, чтобы
выигрыш от гетерогенности в вероятности избежать резонансного захвата
был больше, чем проигрыш в коэффициенте использования тепловых
нейтронов. Это определяет как размер топливного блока (внутренний
ГоГ”
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТЕНЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
(2.47)
блок-эффект), так и шаг решетки (внешний блок-эффект). Поскольку ко-
эффициент проигрыша d не должен сильно отличаться от единицы, a 0;
заведомо больше 1, то Qi всегда остается малым. В реальных ячейках эти
значения всегда отличаются примерно на порядок.
Вредное поглощение также раскладывают на два слагаемых:
Чо - Qa £ у > ?1 - 81 У ’
где величина </о называется основным вредным поглощением, а </
избыточным вредным поглощением. Величина вносит главный вклад в
относительное вредное поглощение, что следует из сравнения величин
= QdQx
Выше была рассмотрена простейшая ячейка, состоящая из топлива и
замедлителя. В реальных ячейках топливо отделено от теплоносителя
оболочкой, поэтому в такой ячейке
(2.48)
(2.49)
где индексом «2» отмечены параметры оболочки.
Относительное вредное поглощение (т.е. поглощение в конструкци-
онных материалах и замедлителе) определяется выражением
Расчет коэффициента использования тепловых нейтронов в сложных
решетках производится отдельно для микро- или макроячеек и общее значе-
ние коэффициента использования тепловых нейтронов определяется произ-
ведением:
0 0микро в 0макро ^2 50)
Влияние геометрических характеристик решетки на эффективный
коэффициент размножения
Наибольше влияние на коэффициент использования тепловых нейтро-
нов 0 оказывает гетерогенная структура активной зоны, а именно диаметр
топливного блока. Так как меняется отношение объема замедлителя к
объему активной зоны, соответственно изменяется доля нейтронов, по-
глощенных в замедлителе (т. е. <?]). Чем больше шаг решетки, тем меньше 6.
В широких разреженных решетках с блоками широкого диаметра 6 будет
меньше, чем в тесных блоках; максимальное значение 9 будет достигаться
в гомогенной среде.
Влияние параметров решетки на вероятность избежать резонансного
поглощения будет противоположно: при увеличении диаметра топливного
102
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
блока будет уменьшаться поверхностная часть резонансного интеграла
вследствие поверхностной блокировки (рис. 2.15).
Рис. 2.15, Влияние геометрических характеристик на эффективный коэффициент размножения
Применение гетерогенной структуры активной зоны позволяет резко
увеличить коэффициент размножения, т. к. наибольший вклад в него вно-
сит эффект увеличения вероятности избежать резонансного захвата.
23. Критические размеры и нейтронное поле в реакторе
с отражателем
2.3.1. Отражатель теплового реактора
Назначение. Отражателем реактора называется окружающая его ак-
тивную зону особая среда, которая в силу своих хороших замедляющих
свойств позволяет:
• уменьшить утечку тепловых нейтронов из активной зоны;
• уменьшить критические размеры активной зоны и
• выровнять поле тепловых нейтронов в активной зоне.
Из сказанного вытекает не только функциональное назначение от-
ражателя, но и главное требование к его материалу: он должен быть хо-
рошим замедлителем нейтронов, т. е. обладать достаточно большим зна-
чением замедляющей способности (^Ss) и как можно более низким значе-
нием макросечения поглощения замедляющихся и тепловых нейтронов
103
атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
Физический механизм действия отражателя. Предположим, что
гомогенная цилиндрическая активная зона определённого состава в ваку-
уме характеризуется экстраполированными критическими размерами -
высотой Н и диаметром D'. Эти размеры мало отличаются от реальных
критических размеров активной зоны в вакууме, т. к. длина линейной экс-
траполяции d в реальных энергетических реакторах очень мала по сравне-
нию с размерами реактора (в уран-водных системах d ~ 1 см).
Из этой критической активной зоны в вакуум происходит утечка
тепловых и замедляющихся (эпитепловых) нейтронов: эпитепловых - в
большей степени, тепловых - в меньшей, в силу того, что все вещества ак-
тивной зоны обладают намного большими величинами сечений поглоще-
ния по отношению к тепловым нейтронам, чем по отношению к эпи-
тепловым; кроме того, эпитепловые нейтроны обладают намного боль-
шими скоростями, чем тепловые. Одним словом, возможности для утечки
из активной зоны у эпитепловых нейтронов несравненно большие, чем у
тепловых.
Все утекающие из активной зоны эпитепловые нейтроны, попадая и
среду чистого замедлителя, замедляются более интенсивно, чем ранее в
среде активной зоны (имеющей меньшее количество замедлителя и, к то-
му же, нашпигованной резонансными захватчиками нейтронов). Это озна-
чает, что в окружающем активную зону замедлителе (вблизи её границ)
идёт интенсивный процесс замедления утекающих нз активной зоны эпи-
тепловых нейтронов. А так как замедлитель является плохим поглотите-
лем тепловых нейтронов, образующиеся в замедлителе вне активной зоны
тепловые нейтроны слабо поглощаются в нём, из-за чего в месте их обра-
зования они вынуждены накапливаться. Это накопление выглядит как
увеличение величины плотности тепловых нейтронов п (или их плотности
потока Ф) в распределении л (г) или Ф(г) по толщине отражателя. Макси-
мальное значение плотности потока тепловых нейтронов в области
«всплеска» определяется балансом скоростей генерации, поглощения и
утечки тепловых нейтронов в этой области.
По так как величина плотности потока тепловых нейтронов в обла-
сти «всплеска» больше, чем величина Ф на границе активной зоны и от-
ражателя, то процесс диффузии тепловых нейтронов из этой области
(в соответствии с законом Фика) пойдет в двух направлениях: часть теп-
ловых нейтронов из зоны левого (ближнего к активной зоне) крыла
«всплеска» будут диффундировать к границе активной зоны, а вторая
часть из зоны правого крыла «всплеска» — в противоположном направле-
нии, в наружные слои отражателя (см. рис. 2.16).
Диффундирующие в отражателе к границе активной зоны тепловые
нейтроны добавляются к тепловым нейтронам, которые покинули актив-
104
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
ную зону, и увеличивают значение плотности тепловых нейтронов в от-
ражателе, в области непосредственной близости к активной зоне (включая
и границу) сравнительно с тем значением, которое было без отражателя.
И гак как граничное значение плотности потока тепловых нейтронов ста-
новится выше, чем было без отражателя, это влечёт за собой уменьшение
градиента плотности потока тепловых нейтронов на границе активной
зоны, а значит - и плотности тока утечки тепловых нейтронов из активной
зоны, и за счёт этого - увеличивается значение эффективного коэффици-
ента размножения (А\фф), и, если активная зона в вакууме была критичной,
то после окружения её толстым слоем отражателя она становится надкри-
тичиой.
Контур критической а.з. без отражателя в вакууме
Контур реальной критической а.з. в
окружении бесконечно толстого отражателя
R=Ra,+ О,
Рис. 2.16. К пояснению физического механизма работы отражателя
И чтобы сделать её опять критичной, не меняя её состава, нуть один
- уменьшать её размеры на такую величину эффективной добавки 5Э, пока
она вновь не возвратится в критическое состояние. Поскольку окружение
активной зоны отражателем приводит в увеличению плотности потока
тепловых нейтронов на границах активной зоны (т. е. к увеличению
наименьшего значения Ф в активной зоне), это означает, что даже при
неизменном максимальном значении Ф (в центре активной зоны) вместе с
этим повышаются и средние значения Ф по радиусу и высоте активной
зоны, т. е. распределение плотности потока тепловых нейтронов в актив-
ной зоне песколько выравнивается, становится более равномерным и по
радиусу, и по высоте.
105
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
2.3.2. Эффективная добавка (Ъэ)
Окружение активной зоны реактора бесконечно толстым слоем хо-
рошего замедлителя, называемого отражателем, даёт возможность умень-
шить критические размеры активной зоны и тем самым добиться эконо-
мии ядерного топлива и конструкционных материалов.
Разница критических полуразмеров активной зоны, получаемая за
счёт применения отражателя, называется эффективной добавкой и обо-
значается 5Э.
Если диаметр активной зоны является её полным поперечным
размером, то радиус активной зоны /?а:) является её поперечным полураз-
мером.
Поэтому на основании данного определения величина эффективной
добавки:
Зэ б = Л' ~ ^а:>,
или (2.51)
Зэт= HI2-HJ2.
Здесь Зэ б и 5Э т - боковая н торцевая эффективные добавки; /?' и R№
см, - критические радиусы активной зоны при применении отражателя и
без отражателя (в вакууме) соответственно; Н1 и см, - критические
высоты активной зоны при применении отражателя и без отражателя (в
вакууме) соответственно.
Таким образом, найдя величину 5Э, можно ответить на вопрос о вы-
игрыше в компактности активной зоны, получаемом за счёт применения
отражателя.
Зависимость величины 5Э от толщины отражателя. Отражатели в
ядерных реакторах конструируются, как правило, из того же материала,
который служит в качестве основного замедлителя в их активных зонах.
До сих пор речь шла о гипотетическом отражателе бесконечной
толщины. Но, разумеется, никому не придёт в голову оснащать активную
зону реактора отражателем, скажем, двухметровой толщины ради сокраще-
ния её размеров на 5^10 см. При проектировании ядерных реакторов уста-
навливают зависимость эффективной добавки от толщины отражателя.
Особенно важен ответ на вопрос об эффективной толщине отража-
теля для транспортных реакторов, где выигрыш в размере активной зоны
на 20 см оборачивается уменьшением веса всей установки на десятки
тонн.
Эффективной толщиной отражателя из заданного материала назы-
вается его толщина, при которой отражатель по своим свойствам практиче-
ски идентичен бесконечно толстому отражателю из этого же материала.
106
2 ФИЗИКА ЯДЕРНЫХРЕАКТОРОВ
В диффузионном приближении эффективная толщина отражателя
5эф « 2£0, (2.52)
где £0-длила диффузии в отражателе.
В диффузионно-возрастном приближении эффективная толщина от-
ражателя считается равной полутора длинам миграции нейтронов в актив-
ной зоне:
6эф«135Мш=Л/4+тш. (2.53)
Расчёты по обеим формулам дают приблизительно одинаковые ре-
зультаты. Считая, что у разогретого ВВЭР длина диффузии в водном от-
ражателе £0 « 5,5 см, можно получить представление об эффективной
толщине отражателя в реальных ВВЭР, равной приблизительно 10-5-11 см.
Такие же расчёты для реактора с графитовым отражателем дают значение
эффективной толщины отражателя приблизительно 0,94 м (в реакторе
РБМК-1000 фактическая толщина отражателя -1м).
2.3.3. Физические основы конструкции отражателей в реальных
энергетических ядерных реакторах
Основным материалом отражателя выбирается тот же материал, что
служит в реакторе основным замедлителем. Поэтому в уран-графитовом
реакторе РБМК-1000 отражатель выполнен из графита, а в реакторе
ВВЭР-1000 основной материал отражателя - вода.
Однако в обоих случаях дело обстоит немного сложнее. В ВВЭР,
например, отражатель не чисто-водяной, а слоистый, водно-стальной:
кольцевые слои воды вокруг активной зоны чередуются с кольцевыми
слоями из нержавеющей стали. Пержавеющая сталь О8Х18П1ОТ, приме-
няемая как основной материал для внутриреакторных конструкций, имеет
довольно ненлохие замедляющие свойства:
• транспортное макросечение = 0,861см'1 (у воды 2,,« 2 см1);
♦ стандартная длина диффузии L = 1,62 см (у воды L = 2,72 см);
• замедляющая способность = 0,018 см'1 (у воды = 1,35 см'1).
Недостаток этой стали как материала для отражателя - её большое
макросечение поглощения (La« 0,24 см'1), из-за чего эффективность водно-
стального отражателя несколько снижается по сравнению с чисто водным.
Применение стальных слоев в экранной сборке ВВЭР - дань другой
необходимости. Из активной зоны работающего ВВЭР идёт не только по-
ток утечки нейтронов, но и мощное у-излучение, для которого дециметро-
вый слой воды не является достаточной преградой; попадая на корпус ре-
актора, поток у-квантов высоких энергий вызывает радиационный наклёп
107
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ ИА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
в его стали, отчего она теряет свои пластические свойства, охрупчивается
Поэтому постановка стальных экранов между активной зоной и корпусом
реактора является вынужденной мерой, цель которой - снижение на да
порядка величины потока гамма-излучения на корпус реактора и повыше-
ние надежности и долговечности его работы.
Для водно-стальных отражателей эффективной толщины величина
эффективной добавки с приличной точностью может вычисляться по эм-
пирической формуле:
8э«3,2 + 0,1(£аз2 + таз). (2.54)
Водно-стальную компоновку имеют и верхний и нижний торцевые
отражатели в ВВЭР, с той лишь разницей, что в них нет явно выраженного
чередования горизонтальных слоев воды и стали.
В реакторе РБМК-1000 и боковой, и торцевые отражатели в силу
необходимости также трубы имеют не чисто графитовую структуру: через
нижний отражатель проходят подводящие теплоноситель к технологиче-
ским каналам, в верхнем отражателе проходят отводящие трубы, а графит
бокового отражателя пронизывают от низа до верха вертикальные трубы
охлаждения самого отражателя.
23.4. Коэффициенты неравномерности нейтронного поля в реакторах
и методы снижения неравномерности
Поле нейтронов в энергетическом реакторе существенно неравно-
мерно и эта неравномерность - явление негативное.
В самом деле, если распределение плотности потока нейтронов по
радиусу активной зоны неравномерно, то в твэлах центральных ТВС
удельное объёмное энерговыделение имеет большую величину, чем в твэ-
лах периферийных ТВС, а это значит, что тепловая мощность централь-
ных ТВС будет выше, чем мощность периферийных ТВС. Таким образом,
в активной зоне оказывается множество в различной степени недогружен-
ных ТВС и твэлов, а недовыработка тепловой мощности оборачивается про-
порциональной потерей в выработке электроэнергии энергоблоком АЭС.
Вертикальная неравномерность Ф(г) порождает постоянную недо-
грузку топлива в нижних и верхних участках длины каждого твэла в каж-
дой ТВС.
Радиальная неравномерность в ТВС, обусловленная действием блок-
эффектов, порождает недогрузку центральных твэлов каждой ТВС срав-
нительно с периферийными ее твэлами.
Коэффициенты неравномерности. Характеристиками неравномер-
ности энерговыделения служат коэффициенты неравномерности распре-
деления плотности потока нейтронов по различным координатам актив-
108
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
ной зоны; радиусу (R). высоте (И), радиусу отдельной ТВС (г), азимуту
активной зоны (ср), объему активной зоны (Г).
Все коэффициенты неравномерности нейтронного поля имеют об-
щий принципиальный смысл и охватываются общим определением:
Коэффициент неравномерности распределения плотности потока
нейтронов по любой рассматриваемой координате - это отношение мак-
симального к среднему значению плотности потока нейтронов по этой ко-
ординате.
В соответствии с перечисленными выше аргументами различают
пять основных (в разной степени важных для эксплуатационной практики)
коэффициентов неравномерности.
Коэффициент неравномерности по радиусу активной зоны (kpj -
число, показывающее, во сколько раз максимальная по радиусу активной
зоны величина плотности потока нейтронов больше ереднерадиального её
значения:
R Ф(Я)
(2.55)
Если известна функция распределения Q(R) по радиусу активной зо-
ны, то среднерадиальное её значение Ф(Я) найдется как:
Ф(Л) = 4г Тф(Л)-2яЯ-^. (2.56)
о
В этом случае общее выражение для kR\
R? -Ф
1г _ аз max
2J Я-Ф(Я)-<7Я
2.57)
Оценим величину kR в гомогенной цилиндрической активной зоне,
где радиальное распределение плотности потока нейтронов подчинено за-
кону Бесселя:
к к — / х
\ *+5,J
(2.58)
где Л - функция Бесселя первого рода.
Преобразование полученного выражения с учётом того, что величи-
на эффективной добавки 5Э 5 пренебрежимо мала по сравнению с величи-
ной радиуса активной зоны R^, приводит к приближённой формуле:
2,31
Л + 2-L' (2.59)
109
атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
Следовательно, если бы такой реактор, как ВВЭР-1000, был гомоген-
ным (Лщ =156 см, 10 см), то коэффициент радиальной неравномерности
для него:
kR « 2,31 / [1+ 2 10/(156 + 10)] « 2,062, (2.60)
т. е. двукратный проигрыш в мощности реактора только за счёт одной ра-
диальной составляющей поля тепловых нейтронов.
Коэффициент неравномерности по высоте активной зоны (кн) -
число, показывающее, во сколько раз максимум плотности потока
нейтронов в распределении по высоте активной зоны больше среднего её
значения:
(2.61)
, _ф™(^)
п> и - - ,
Ф(Н)
При известной функции распределения плотности потока нейтронов
по высоте Ф(Н) среднее её значение Ф(Я) найдется как:
1
Ф(Я) = —- J Ф(2)^.
“аз -Яв/2
В гомогенной активной зоне, где распределение плотности потока
нейтронов подчинено закону косинуса:
(2.62)
Ф(^ = Ф-СО5/Л|2б1' (2.63)
Последовательные подстановки выражения (2.62) в (2.61), а затем
результата - в (2.60), приводят к оценочной формуле:
k I57
И И 2S» (2.64)
#в + 28„
Расчёт по этой формуле для гомогенного реактора, подобного по
размерам реактору ВВЭР-1000 = 355 см, 8ЭТ« 10 см), даёт величину
коэффициента неравномерности по высоте:
Лн « 1,57 /[1 +2 10/ (355 + 2 '10)] « 1,49.
Эта цифра означает, что из-за недогрузки верхних и нижних участ-
ков твэлов по плотности потока тепловых нейтронов по их длине теряется
ещё = 50 % тепловой (и электрической) мощности реакторной установки,
которую можно было бы получить при равномерной линейной тепловой
нагрузке твэлов.
Коэффициент неравномерности по радиусу тепловыделяющей
сборки (kr) - это число, показывающее, во сколько раз средняя плотность
потока нейтронов в наиболее нагруженных твэлах ТВС больше средней
величины плотности потока нейтронов для всех твэлов этой ТВС:
110
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
ф™
_ max
г~ 1^ф~‘ (2.65)
Здесь Ф™ - среднее значение плотности потока тепловых нейтронов
в произвольном (i-m) твэле ТВС, состоящей из к твэлов, а ФХ - среднее
значение плотности потока нейтронов в самом нагруженном периферий-
ном твэле этой ТВС.
Радиальная неравномерность распределения плотности потока
нейтронов в тепловых реакторах внутри ТВС порождается внутренним
бяок-эффектом ТВС; она свойственна большинству кожуховых ТВС
(в реакторе ВВЭР-440 величина С в отдельных ТВС достигает 1,12), а в
бескожуховых ТВС в активных зонах реакторов, где имеет место безза-
зорный переход одних ТВС в другие (например, в реакторе ВВЭР-1000),
радиальная неравномерность в ТВС практически незаметна (kr* 1).
Коэффициент азимутальной неравномерности распределения плот-
ности потока нейтронов - это число, показывающее, во сколько раз сред-
нее значение плотности потока нейтронов в наиболее нагруженной из
ТВС, равноотстоящих от вертикальной оси симметрии активной зоны,
больше среднего значения плотности потока нейтронов во всех этих ТВС.
Цилиндрическая активная зона - осесимметричное геометрическое
тело, и если все ТВС в ней идентичны и равномерно заполняют её объём,
то распределение плотности потока нейтронов по ТВС, расположенным
на одной окружности (с центром на оси симметрии активной зоны), будет
также равномерным (т. е. среднее значение плотности потока нейтронов
во всех этих равноотстоящих от вертикальной оси активной зоны ТВС бу-
дет одинаковым). Но если внутри (или вблизи) одной из равноотстоящих
от оси ТВС в силу необходимости размещаются поглотители нейтронов
(например, стержни органов СУЗ), то среднее значение плотности потока
нейтронов в такой ТВС будет ниже, чем в прочих равноотстоящих от оси
симметрии активной зоны ТВС, и равномерность распределения средних
значений Ф в ТВС, расположенных на равном удалении от оси симметрии
активной зоны, нарушится: появится и такая ТВС, в которой средняя ве-
личина плотности потока нейтронов будет выше, чем в прочих ТВС
(см. рис. 2,17).
111
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рис. 2.17. К пояснению коэффициента азимутальной неравномерности
(2.66)
Если Ф{- средние нлотности потока нейтронов в каждой из т равно-
отстоящих от оси симметрии активной зоны тепловыделяющих сборок и
среди них выделена ТВС, в которой средняя величина Ф максимальна
(т. е. равна Фтах), то величина азимутального коэффициента неравномер-
ности для этого круга ТВС будет:
Ф
£ _ ^ШХХ
ф 1 ™ -
т (=1
В других кругах, равноотстоящих от оси симметрии активной зоны
ТВС, азимутальной неравномерности может практически и не быть (круги
одинаковых во всех отношениях ТВС, достаточно далеко расположенных
от сильных поглотителей в активной зоне), она может быть и совсем дру-
гой по величине (при асимметричном размещении поглотителей относи-
тельно ТВС рассматриваемого круга). Оператор РУ должен ясно пред-
ставлять, что наложение азимутальных неравномерностей в распределе-
нии плотности потока нейтронов по всем коаксиальным кругам может
привести к значительным отклонениям величины плотности нотока теп-
ловых нейтронов в локальных областях активной зоны от среднерадиаль-
ного значения: одни области окажутся недогруженными, а другие - пере-
груженными.
В таких случаях кратко говорят, что имеется азимутальный перекос
нейтронного поля. Азимутальные перекосы в активных зонах энергетиче-
112
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХРЕАКТОРОВ
ских реакторов недопустимы, но в отдельных случаях величины азиму-
тальных коэффициентов неравномерности в них достигают 1,04.
Объёмный коэффициент неравномерности поля нейтронов в актив-
ной зоне реактора - это отношение максимальной плотности потока теп-
ловых нейтронов к среднему по объёму активной зоны значению плотно-
сти патока тепловых нейтронов:
k __
' <2-67)
аз О
Можно показать, что величина коэффициента объёмной неравно-
мерности /д есть не что иное как произведение:
kv = кдкн, (2.68)
поэтому даже при отсутствии азимутальной неравномерности гомо-
генная активная зона, по размерам и составу подобная активной зоне се-
рийного ВВЭР-1000, обладала бы объёмной неравномерностью поля теп-
ловых нейтронов, равной
ky=kRkH= 2,06 1,49 «3,07.
Меры по уменьшению неравномерности поля тепловых нейтронов.
Все мероприятия по уменьшению неравномерности распределения плот-
ности потока нейтронов в энергетическом реакторе направлены в первую
очередь на выравнивание величины Ф в объёме топлива этого реактора,
поскольку именно от равномерности распределения этой величины в объ-
ёме топлива зависит равномерность тепловыделения в объёме всей актив-
ной зоны или равномерность распределения тепловой мощности в объёме
активной зоны.
Все меры но выравниванию нейтронного поля в активной зоне экс-
плуатационнику удобнее делить на две группы:
♦ проектно-конструкторские и
♦ технологические.
Первые он обязан просто понимать, поскольку изменить их он либо
не может вообще, либо Технологическим Регламентом ему это делать (по
соображениям безопасности) запрещено. Технологические меры - это
обязательная часть работы оператора РУ, требующая ежедневного и точ-
ного их соблюдения
Специальные конструкторские приёмы по выравниванию нейтрон-
ных полей.
а) Вариации величиной обогащения ядерного топлива. Например,
зная, что плотность потока нейтронов в твэлах центральной части ТВС
ниже, чем в периферийных её твэлах, теоретически возможно так разме-
стить набор топливных таблеток в каждом из твэлов каждой ТВС, что в
113
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
нижней и верхней частях твэла будут расположены таблетки с более вы-
соким обогащением топлива, чем в средней его части. При этом в средней
части твэла более низкой будет величина макросечения деления (так как
X/ = ct/TVj), а значит, при одинаковой величине Ф более низкой будет ско-
рость деления (Л/ = S/Ф), а значит меньшими будут скорости генерации
быстрых нейтронов в центральной части твэла и тепловых нейтронов в
замедлителе (для тепловых реакторов) в ближайшей окрестности цен-
тральной части твэла, что должно привести к снижению скорости посту-
пающих из замедлителя в центральную часть длины твэла тепловых
нейтронов, а следовательно, - к снижению величины плотности потока
тепловых нейтронов в топливе средней части твэла; в периферийных зо-
нах по высоте твэла увеличение начального обогащения топлива приве-
дет, наоборот, к увеличению плотности потока тепловых нейтронов в этих
зонах; в результате коэффициент неравномерности распределения Ф по
высоте твэла уменьшится.
Метод уменьшения неравномерности нейтронного поля с помощью
вариации величины обогащения топлива в таблетках твэла может быть
применён зонально (твэл разбивается на зоны, в пределах каждой из кото-
рых используются таблетки с топливом одинакового обогащения, а вели-
чины обогащений в зонах отличаются) или даже непрерывно (когда обо-
гащение топлива во всех таблетках медленно повышается на некоторую
небольшую величину по мере удаления места расположения таблеток от
середины твэла).
Принципиально можно рассчитать (и осуществить) такое наполне-
ние твэлов топливными таблетками различного обогащения и добиться
при этом значительного снижения коэффициента неравномерности по вы-
соте активной зоны (до Ац « 1,06+1,07).
Однако в ТВС реакторов АЭС этого не делается, и не только потому,
что такое выравнивание нейтронного поля по высоте активной зоны
сложно рассчитать, а технология изготовления твэлов с переменным обо-
гащением топлива оказывается усложнённой, а потому и более дорогосто-
ящей. Такой приём оказывается эффективным только на непродолжитель-
ный период начала кампании активной зоны, а далее достигнутый уровень
высотной равномерности неизбежно снижается, порождая попутно ещё
одну трудноразрешимую проблему - неодинаковости глубины выгорания
топлива в объёме активной зоны.
Метод вариации обогащением топлива используется в реакторах
АЭС для выравнивания нейтронного поля по радиусу активных зон. Реа-
лизуется он пе в полную силу своих возможностей, а лишь частично: ак-
тивная зона разбивается на две или три зоны - центральную (примерно
круговую), ТВС которой имеют одинаковое обогащение топлива пони-
__ ' -
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
жеиной величины, и периферийную (или промежуточную и периферий-
ную) кольцевую зону с одинаковым обогащением топлива повышенной
величины в её ТВС (рис. 2.18).
Физический механизм радиального выравнивания нейтронного поля
в активной зоне тот же, что и по высоте её. Начальная загрузка активной
зоны тепловыделяющими сборками различного обогащения позволяет до-
стичь хороших значений коэффициента радиальной неравномерности
(fee 1,254-1,3) на довольно большом отрезке кампании активной зоны и
получить приемлемую глубину выгорания топлива.
£/.' - - 5? 1*1 и с 1 i i i i i i i i Ц! i i i i i i i i C
Рис. 2.18. Схематическое разбиение объема активной зоны реактора на центральную (Ц),
среднюю (С) и периферийную (П) зоны одинаковых обогащений ядерного топлива в ТВС
каждой из них
Для выравнивания нейтронного поля по радиусу активной зоны на
АЭС применяют в методе частичных перегрузок, который заключается в
том, что при частичных перегрузках активной зоны реактора сильно вы-
горевшие ТВС из центральной части активной зоны при перегрузке уда-
ляются; на их место перемещаются менее выгоревшие ТВС из зоны, более
удалённой от центра; на их место перемещаются наименее выгоревшие
ТВС с периферии активной зоны.
Метод позволяет достичь значительных глубин выгорания топлива, а
величина коэффициента радиальной неравномерности нейтронного поля
в активной зоне в процессе кампании изменяется в приемлемых пределах.
Особенно эффективен этот метод в режиме непрерывных перегрузок
в реакторе РБМК, который изначально рассчитывался на работу именно в
таком режиме. В РБМК-1000 конструктивно обеспечено дистанционное
извлечение тепловыделяющих сборок даже при работе реактора на пол-
ной мощности. Вот почему непрерывное (3-4 кассеты в сутки) перемеще-
ние кассет от периферии к центральной части активной зоны позволяет
115
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
создать практически равномерное на большей части радиуса активной зо-
ны распределение плотности потока тепловых нейтронов (так называемая
«зона плато») и снизить величину коэффициента радиальной неравномер-
ности до величины 1,05^*1,06 при глубине выгорания 21 ГВт сут / т.
б) Вторая группа конструктивных мер по выравниванию нейтронно-
го поля в активной зоне объединяется общей идеей, которую коротко
можно назвать как рациональное размещение поглотителей в объёме ак-
тивной зоны.
Самая большая в активной зоне радиальная неравномерность
нейтронного поля может быть существенно снижена путём размещения
больших количеств поглотителей в центральной части активной зоны, а
меньших количеств их (лучше - полное их отсутствие) - на периферии ак-
тивной зоны. Принцип прост: чем больше поглотителей находится в ка-
кой-то области объёма активной зоны, тем меньше плотность потока
нейтронов в этой области. В идеале можно рассчитать такое распределе-
ние количеств поглотителя по ТВС, расположенных на разных радиусах
активной зоны, которое обеспечит практически полное выравнивание ра-
диального поля тепловых нейтронов. В реакторах АЭС этот приём ис-
пользуется частично: в активных зонах выделяются ступенчатые радиаль-
ные области с различным количеством поглотителя в ТВС этих областей,
в пределах же каждой из этих областей количества поглотителя в ТВС
выдерживается одинаковым.
Это связано с двумя основными причинами. Во-первых, вариации
количеством поглотителя (как и метод вариаций величиной обогащения
топлива) дают выигрыш лишь на относительно небольшой период кампа-
нии активной зоны, а, во-вторых, применение больших количеств погло-
тителя ухудшает размножающие свойства активной зоны (за счет умень-
шения 0).
Стоит особо отметить частный случай выравнивания распределения
плотности потока тепловых нейтронов с помощью поглотителей по ради-
усу отдельной тепловыделяющей сборки. Применение выгорающих по-
глотителей (ВП) в энергетических ВВЭР не является чем-то новым, они
давно используются в реакторах морских атомоходов. В реакторах АЭС
их стали применять позже отчасти потому, что радиальная неравномер-
ность в ТВС была сравнительно небольшой, а более - из-за укоренивше-
гося мнения, что использование в активной зоне поглотителей вообще
(кроме самых необходимых для регулирования реактора) является мерой
неэкономичной. По мере накопления конструкторского и эксплуатацион-
ного опыта появлялись новые критерии оценки безопасности активных
зон, заставившие по-новому отнестись к использованию ВП и в реакторах
АЭС. Однако и вначале было ясно: коль скоро присутствие в активной
116
2 ФИЗИК! ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
зоне ВП ухудшает размножающие свойства активной зоны, надо из этого
присутствия извлекать максимальную пользу, поставив дело так, чтобы
помимо основного функционального назначения стержни с ВП служили це-
ли максимального выравнивания нейтронного поля активной зоны в целом и
в каждой её ТВС. В отдельной ТВС с помощью стержней с ВП можно вы-
равнивать поле тепловых нейтронов как по радиусу, так и по высоте.
Выравнивание радиальной составляющей нейтронного поля в ТВС
кожухового типа реализуется размещением стержней с ВП на периферии
ТВС, т. е. в той её области, где локальные плотности потока тепловых
нейтронов (из-за внутреннего блок-эффекта ТВС) имеют наибольшие ве-
личины; этим достигается некоторое снижение максимального значения
Ф(г) по радиусу ТВС, а значит, и снижение величины коэффициента к„
Выравнивание вертикальной составляющей нейтронного поля в ТВС
может быть достигнуто путём неодинакового заполнения каждого из
стержней с ВП поглощающим материалом по высоте: для уменьшения
плотности потока тепловых нейтронов в центральной части его длины в
стержень помещается большее количество выгорающего поглотителя;
выше и ниже этой зоны располагаются зоны с пониженной концентрацией
выгорающего поглотителя, которой добиваются путём его разбавления
ядрами замедлителя (например, оксидом бериллия - ВеО), периферийные
части длины стержня с ВП оставляются вообще без выгорающего погло-
тителя (либо заполняются замедлителем, либо вообще стержень с ВП де-
лается укороченным). Эффект выравнивания распределения Ф(г) по длине
стержня с ВП влечёт за собой выравнивание <D(z) и по длине твэлов, рас-
положенных вблизи этого стержня.
Частной разновидностью метода выравнивания нейтронного поля
путём рационального размещения поглотителей является группирование
(пли секционирование) подвижных поглотителей, т. е. разделение их на
группы (секции), каждая из которых перемещается по высоте синхронно
(своим отдельным сервоприводом или согласной работой всех приводов
группы). Понятно, что поглотители каждой автономной группы должны
располагаться в активной зоне равноудалённо от оси симметрии её и рав-
номерно по азимуту: в этом случае в активной зоне будут наименьшими и
радиальная и азимутальная неравномерности. Секционирование поглотите-
лей СУЗ даёт возможность в процессе использования по прямому функцио-
нальному назначению добиваться некоторого выравнивания нейтронного
поля по радиусу активной зоны путём извлечения из активной зоны вначале
периферийных групп поглотителей, затем поглотителей средних трупп, и
лишь в последнюю очередь - поглотителей центральных грунп.
117
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
2.4. Нейтронно-физические особенности реакторов разных типов
2.4.1. Особенности физики реакторов на быстрых нейтронах
Основное число делений в реакторах на быстрых происходит при
энергии поглощаемых нейтронов порядка 0,1-=-0,5 МэВ. В этой области
среднее сечение поглощения основных делящихся нуклидов (уран-235 и
плутоний-239) составляет 1,5-5-2,5 барн или в 200-5-300 раз меньше, чем в
тепловой области. Следовательно, критическая масса должна быть суще-
ственно (в 100 раз) больше критической массы реактора на тепловых
нейтронах при том же объеме активной зоны.
Одним из следствий малого оперативного запаса реактивности реак-
тора на быстрых нейтронах является меньшая (примерно на порядок), чем
в реакторах на тепловых нейтронах такого же объема, потеря реактивно-
сти при сгорании единицы массы топлива. Если учесть внутреннее вос-
производство в быстром реакторе, потеря реактивности будет еще мень-
ше, а в большом реакторе она может быть нулевой и даже положительной,
т. е. будет наблюдаться рост реактивности при выгорании. По этой при-
чине разница в запасах реактивности быстрого реактора и реактора на теп-
ловых нейтронах значительно меньше, чем разница в критической массе.
Небольшое сечение деления основного делящегося нуклида обу-
славливает высокий поток нейтронов в быстром реакторе. Плотность теп-
ловыделения в активной зоне пропорциональна концентрации ядер горю-
чего, сечению деления горючего и нейтронному потоку; из условия эко-
номичного использования ядерного горючего отношение тепловыделения
в активной зоне к концентрации горючего должно быть примерно одина-
ковым для быстрого и теплового реактора, следовательно, отношение по-
токов в быстром и тепловом реакторе обратно пропорционально отноше-
нию соответствующих сечений деления горючего. Таким образом, если в
энергетических реакторах на тепловых нейтронах плотность потока со-
ставляет 1Ои-5-1О14 нейтрДсм2 с), то в энергетических быстрых реакторах
она достигает 1015-5-Ю!бнейтр./(см2 с).
Срок службы твэла «быстрого» реактора определяется флюенсом
быстрых нейтронов, который превышает 1023 нейтр./см2. Это значит, что
каждый атом вещества выбивается нейтронами из своего положения в
кристаллической решетке десятки раз. Это приводит к появлению каче-
ственно новых явлений в конструкционных и топливных материалах (ра-
диационная ползучесть и распухание), учет которых существенно сказы-
вается на характеристиках реактора.
Из-за отсутствия аномально высоких сечений захвата нейтронов в
области быстрых нейтронов в реакторе отсутствует отравление, связанное
118
2 ФИЗИКА ЯДЕРНЫХРЕАКТОРОВ
с накоплением в активной зоне сильно поглощающих ядер и значитель-
ным падением реактивности. Таким образом полностью исключено неста-
ционарное отравление типа «йодной ямы», характерное для «тепловых»
реакторов. Отсутствие отравления значительно облегчает процесс управ-
ления реактором, в частности обеспечивает его устойчивость относитель-
но возмущений нейтронного потока.
Среднее время жизни мгновенного нейтрона в быстром реакторе -
lOVlO*7 существенно меньше, чем в тепловом - 10'2-И0'! с, т. е. нейтроны
поглощаются, не успев существенно замедлиться. Это обстоятельство мо-
жет оказаться существенным при аварийных ситуациях с неконтролируе-
мым вводом реактивности.
Отношение сечения радиационного захвата урана-238 к сечению де-
ления урана-235 для «быстрого» реактора больше, чем для теплового. Это
увеличивает концентрацию делящегося материала; обогащение топлива
(минимальное) в «быстрых» реакторах с ураном-235 составляет 15 %, а в
реакторе с плутонием-239 минимальная доля этого изотопа в смеси с
U-238- 10%.
Специфическая особенность «быстрого» реактора - значительно
большая 104-20 %, чем в тепловом реакторе — 3 % доля делений четно-
четных нуклидов тяжелых ядер. Это относится в первую очередь к U-238.
Как следствие высокой концентрации делящегося изотопа при усло-
вии его экономичного использования плотность тепловыделения в актив-
ной зоне «быстрого» реактора значительно больше, чем в тепловом. Мак-
симальная теплонапряженность в реакторах на быстрых нейтронах с
натриевым охлаждением достигает 800:1000 МВт/м3 при средней тепло-
напряженности 35О-=-5ОО МВт/м3. В легководных реакторах эти характери-
стики равны соответственно 200-=-300 и 50-5-100 МВт/м3. Поэтому в РБН
используются теплоносители с большим коэффициентом теплоотдачи (Na,
К, РЬ, Не).
Большие размеры активной зоны при больших длинах пробега быст-
рых нейтронов приводят к большим утечкам нейтронов из активной зоны в
отражатель. Для полезного их использования отражатель конструируют из
воспроизводящего нуклида, который называется зоной воспроизводства.
2.4.2. Типичные элементы конструкции реактора на быстрых
нейтронах
Компоновка АЭС на быстрых нейтронах обычно является инте-
гральной, т. е. все элементы первого контура - реактор, теплообменники,
главные циркуляционные насосы и т. д. - расположены в пределах одного
корпуса.
119
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Активная зона набирается из кассет или пакетов, которые устанав-
ливаются на опорную плиту. Опорная плита является верхней частью
напорной камеры теплоносителя. Под слоем жидкого металла находится
газовая подушка - смесь инертных газов Не и Аг. Давление в газовой но-
душке больше атмосферного для того, чтобы кислород атмосферного воз-
духа не мог попасть в газовую подушку и окислить Na (или другой жидкий
металл, служащий теплоносителем). Окисление жидкого металла может
привести к засорению коммуникаций, причем натрий горит на воздухе.
Бак аппарата закрывается крышкой, на которой находится гидро-
уплотнительная система, система управления и защиты (СУЗ), система
перегрузки, контрольно-диагностическая аппаратура.
Наибольшее распространение получили твэлы стержневого типа с
внутренней полостью и наружным охлаждением. В качестве материала
топливного сердечника могут быть использованы нитрид урана, карбид
урана или диоксид урана, иногда металлический уран, диспергированный
в металлические матрицы на основе молибдена или циркония.
Материалами для оболочек могут служить любые стали, имеющие
хорошую совместимость с топливом и теплоносителем, хорошие теплофи-
зические свойства, высокую радиационную стойкость. В отечественных
реакторах используется сталь Х18Н10Т. В зарубежных реакторах приме-
няются инконель, нимоник. Инконель - жаропрочный сплав никеля с хро-
мом — 15-И 7 %, железом - до 19 %, алюминием - до 3% и титаном -
до 3 %.
Для увеличения максимальной энергонапряженности необходимо
развивать поверхность теплообмена, что возможно при уменьшении диа-
метра топливных элементов. Однако уменьшение диаметра до величины
менее 5 мм нецелесообразно, т. к. уменьшается механическая устойчи-
вость таких твэлов в потоке теплоносителя. С уменьшением диаметра твэ-
лов приходится использовать много дистанционирующих устройств, что
приводит к увеличению непроизводительного поглощения нейтронов.
Кроме того, развитая поверхность требует большего количества теплоно-
сителя в сечении канала, что также сказывается на поглощении нейтронов
и уменьшении их энергии.
С ростом температуры в активной зоне изменяется профиль распре-
деления температуры как по радиусу, так по высоте, поэтому в централь-
ной области активной зоны наблюдается сближение топливных элемен-
тов, т. е. эффективная ядерная плотность топлива с температурой будет
расти за счет вытеснения теплоносителя. На периферии активной зоны
эффективная нлотностъ будет расти в меньшей степени, поэтому локаль-
ный коэффициент размножения будет уменьшаться.
120
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХРЕАКТОРОВ
Наиболее часто в качестве теплоносителя используют Na, для кото-
рого Ткип = 882,9 °C при атмосферном давлении, Тпл = 97,8 °C, плотность
р = 968 кг/м3 при 20 °C.
Существует два вида движения теплоносителя: сверху вниз и снизу
вверх. Каждый из вариантов имеет свои преимущества и недостатки.
1) При движении теплоносителя по полю силы тяжести:
• время введения стержней СУЗ уменьшается;
• в случае аварии ГЦН скорость теплоносителя проходит через
ноль и изменяет направление, в результате активная зона не
охлаждается и возможен ее выход из строя;
• в верхней части активной зоны появляется свободное про-
странство для организации контроля за всеми параметрами
теплопосителя (температура, расход, давление);
• усложняется устройство гидрозатворов, отделяющих полость
от окружающей среды.
2) При движении теплоносителя снизу вверх:
• давление газовой подушки больше атмосферного;
• в случае аварийной остановки ГЦН скорость теплоносителя не
проходит через ноль, таким образом, теплосъем не прекраща-
ется;
• необходимо исключить возможность всплывания кассет путем
их закрепления.
С учетом всех обстоятельств в настоящее время используется второй
вариант движения теплоносителя.
При больших выгораниях топлива порядка 10%, характерных для
реакторов на быстрых нейтронах, большая часть атомов к концу кампании
распадается, поэтому нарабатывается значительная доля осколков, в том
числе образуется ксенон и др., поэтому необходимо под оболочкой твэла
предусмотреть значительный свободный объем.
Жидкометаллические теплоносители должны изолироваться от воз-
духа, чтобы уменьшить процессы окисления. Важно, что окислы образуют
нерастворимые фрагменты, которые осаждаются на элементах технологи-
ческой схемы, что сужает пропускную способность сечений. Наиболее
опасно осаждение на входном участке твэла. Для борьбы с окислами су-
ществуют горячие и холодные ловушки. Холодные ловушки - установ-
ленные объемы с жидким металлом с температурой ниже, чем в первом
контуре. Этот объем заполняется этими окислами. Горячие ловушки за-
полнены металлом на основе Zr,Ti,Th,Li, которые при высокой темпера-
туре являются более активными по отношению к кислороду.
121
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРА МИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТЕНЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
2.4.3. Физические особенности реакторов на тепловых нейтронах
Наиболее распространенный тип реакторов на тепловых нейтронах
это водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР и PWR). Конструктивно
ВВЭР относятся к корпусным реакторам, по спектру нейтронов - к тепло-
вым, по материалам, обеспечивающим замедление нейтронов и отвод теп-
ла, - к реакторам с легкой водой. В качестве топлива обычно используется
низкообогащенная 2+5 % двуокись урана UO2.
Физической особенностью ВВЭР, во многом определяющей
нейтронно-физические характеристики реакторов этого типа, является
тесная решетка твэлов. В тесной решетке твэлы расположены настолько
близко друг к другу, что нейтрон, вылетевший из топлива, с довольно
большой вероятностью может испытать первое соударение в соседних
топливных блоках. Применение в ВВЭР тесной решетки - неизбежное
следствие использования в качестве замедлителя воды.
Сечение поглощения тепловых нейтронов водородом велико по срав-
нению с сечением поглощения углеродом и бериллием (~102 раз). Чтобы от-
ношение, определяющее долю поглощения нейтронов в замедлителе,
^аОФо ’
равнялось примерно 0,1, нужно иметь отношение объемов воды и топлива
VJ ~ 2 (для обогащения ~3 %). В то же время замедляющая способность
воды (примерно в 20 раз больше, чем у углерода) достаточна, чтобы при
таких малых значениях отношения И^Ио обеспечить относительно низкую
вероятность поглощения нейтронов в процессе замедления.
Теснота решетки приводит к появлению особенностей физических
процессов во всех областях энергий нетронов.
1. Максимум спектра нейтронов смещается в область более высоких
энергий: происходит так называемое ужестчение спектра нейтронов.
2. Относительно большая часть делений вызывается нетепловыми
нейтронами. Это нужно учитывать при проведении нейтроино-
физического расчета, особенно при больших выгораниях, когда накапли-
вается значительное количество Ри-239, имеющего резонансы в этой обла-
сти энергий.
3. В тесных решетках относительно велика доля делений U-238
надпороговыми нейтронами, что объясняется наличием большого пере-
крестного эффекта между блоками, приводящего к тому, что вероятность
(2оо значительно больше Рею-
4. Относительно велика вероятность для нейтрона резонансных
энергий, вылетающего из блока, испытать первое столкновение в одном из
122
2. ФИЗИКА ЯДЕРИЫХ РЕАКТОРОВ
соседних блоков. Поскольку минимальное расстояние между твэлами в
ВВЭР примерно в два раза меньше длины свободного пробега до рассея-
ния резонапсных нейтронов в воде, это приводит к тому, что спектр пада-
ющих на блок нейтронов будет обеднен нейтронами резонансных энергий.
5. Сечение поглощения в ячейке всегда значительно больше сечения
поглощения чистой воды, потому для ВВЭР характерны малые значения
длин замедления и диффузии тепловых нейтронов в решетке.
Вследствие этого при нарушениях однородности решетки (водяные
зазоры между кассетами; трубки, заполненные водой и т. д.) наблюдается
всплеск потока тепловых нейтронов, что приводит к деформации распре-
деления энерговыделения. Это особенно важно учитывать при компонов-
ке активной зопы и перестановках ТВС при перегрузках.
6. Новедение активной зоны реактора при стационарных и переход-
ных режимах работы определяется коэффициентами реактивности, кото-
рые изменяются в процессе работы реактора и в зависимости от состояния
реактора.
Для реактора ВВЭР характерен большой диапазон изменения темпе-
ратурного, плотностного и мощностного эффектов реактивности в про-
цессах разогрева реактора и вывода его на мощность. Это объясняется
сильной зависимостью плотпости воды от температуры.
Канальный ядерный реактор - ядерный реактор, активная зона ко-
торого представляет собой набор т.н. технологических каналов, располо-
женных в массе замедлителя.
Для охлаждения твэлов канального графитового реактора преиму-
щественно используется легкая вода, так как с Н2О в качестве теплоноси-
теля для больших энергетических реакторов на тепловых нейтронах ника-
кой другой теплоноситель конкурировать пока не может.
Канальные реакторы типа РБМК:
• имеют сложную решетку твэлов;
• по спектру нейтронов относятся к реакторам на тепловых нейтро-
нах;
• обладают большим значением отношения объемов замедлителя и
топлива;
• обладают сравнительно небольшой энергонапряженностью единицы
объема активной зоны;
• в качестве топлива используется слабообогащенный уран (примерно
2%);
• коэффициент воспроизводства составляет примерно 0,6.
Графит - технологичный, хорошо освоенный, температуре- и радиа-
щюнностойкий материал, относится к так называемым тяжелым замедли-
123
а томные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
телям. В каждом акте рассеяния в графите нейтрон уменьшает свою энер-
гию на незначительную величину (средняя логарифмическая потеря энер-
гии на одно столкновение ~ 2М), и поэтому полное число столкновений,
необходимое для уменьшения энергии нейтрона до тепловой, велико, а
сечение рассеяния практически постоянно во всех во всей существенной
для замедления области энергий. В таких средах процесс замедления хо-
рошо описывается теорией возраста.
Малые значения и SsC приводят к тому, что замедляющая способ-
ность графита (4^s)c примерно в 20 раз меньше, чем воды (£Ss)h2o- Вслед-
ствие этого для замедления нейтронов необходимо на единицу объема
урана иметь объем графита существенно больший, чем в водяных систе-
мах. Соответственно технологические каналы в графитовых реакторах ти-
па РБМК расположены далеко друг от друга (шаг решетки каналов обыч-
но равен 25 :30 см при Xs в графите 3 см) и вероятность прямого (без
столкновений) пролета нейтронов между каналами очень мала.
Скорость поглощения нейтронов в замедлителе Ф]£а] F], несмотря на
большие его объемы, даже ниже, чем в легководных решетках, из-за очень
малого сечения поглощения в графите.
Для решеток с большим объемом замедлителя типична значительная
гетерогенность для тепловых нейтронов: отношение средних потоков вме-
сто приблизительно 1,15 для водо-водяных решеток.
В канале, как правило, расположено довольно большое количество
твэлов (18, 36 и более). Такая решетка называется сложной.
Внутри канала твэлы расположены весьма близко друг к другу: от-
ношение объемов воды и урана составляет примерно 1. Тесное располо-
жение твэлов заставляет учитывать те эффекты, которые в большей степе-
ни имеют место в уран-водных решетках. Сюда относятся эффекты в
надпороговой (влияние на е) и резонансной (влияние на <р) областях энер-
гий. Эти эффекты проявляются при рассмотрении взаимодействия отдель-
ных твэлов в канале, а затем отдельных гомогенезированных каналов в
однородной решетке. Поскольку расстояние между каналами, как прави-
ло, велико по сравнению с характерной длиной пробега в замедлителе
), то перекрестный эффект между каналами проявляется в значительно
меньшей степени, чем между отдельными твэлами.
Коэффициент размножения на быстрых нейтронах ц в канальных
графитовых реакторах ниже, чем в ВВЭР (е Р1>мк < 1,02), тогда как вероят-
ность избежать резонансного поглощения (р выше и в горячем состоянии
равна примерно 0,86 - 0.88.
Утечка нейтронов мала (обычно не превышает 1,0-^-1,5 %), поскольку
размеры реактора велики даже в единицах М и /?‘7/V/2» 1.
124
2. ФИЗИКА ВЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
2.5. Описание комплекса ядерно-физических расчетов
На Белоярской атомной электростанции создан и эксплуатируется
программный комплекс ядерно-физических расчетов (КЯФР), обеспечи-
вающий эксплуатацию реактора на быстрых нейтронах БН-600 необходи-
мыми инженерными и исследовательскими расчетами характеристик ре-
актора и ТВС. Комплекс функционирует на базе общестанционной АСУП.
Функции комплекса:
1) расчеты рабочих и прогнозных характеристик реактора и ТВС;
2) учет ТВС БН-600;
3) оптимизация загрузки реактора.
При выборе функции комплекса учитывалось отсутствие инструмен-
тального контроля нолей энерговыделения реактора БН-600 и необходи-
мость обеспечить информацией работу по исследованию ТВС, извлечен-
ных их реактора, и по анализу их работоспособности.
КЯФР позволяет получать следующую документацию:
1) картограммы полей энерговыделения и характеристик ТВС (выго-
рание, изотопный состав, флюенс и т. д.);
2) паспорта на выгруженные из реактора ТВС, где указана история
их передвижения и характеристики;
3) проект технического решения на перегрузку реактора исходя из
рассчитанной оптимальной расстановки ТВС.
Расчетные программы комплекса работают на основе комплекса
программ ГЕФЕСТ, обеспечивающих расчет характеристик реактора и ТВС
на основе решения многогруппового (до 26 групп) уравнения переноса в
диффузионном приближении в трехмерной гексагональной геометрии.
Функции КЯФР
У КЯФР три основные функции:
1) расчетно-справочная, которая заключается в расчете и анализе те-
кущих и прогнозных характеристик реактора и ТВС и выдачи справочной
информации в виде таблиц, картограмм, гистограмм и т. д.;
2) учетная, которая реализуется организацией на ПК архива ТВС,
архива работы блока, архива состояния реактора. В архивах собираются
сведения и расчетные данные о ТВС и работе блока;
3) оптимизационная, состоящая в расчете оптимальной нагрузки ре-
актора с учетом индивидуальных характеристик ТВС и выдачи с ПК тех-
нического решения, которое содержит последовательность технологиче-
ских операций по перегрузке реактора.
125
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ ил БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ с натриевым теилоносителем
Принципы построения и структура КЯФР
Комплекс построен на следующих основных принципах:
А. Общая база данных (БД) для программ комплекса, состоящая из
трех архивов, развивающихся на внешних носителях, где накапливается и
хранится информация о работе реактора и ТВС. БД служит для программ
источником исходной информации и хранилищем рассчитанной.
Б. Сохранение и накопление на магнитных носителях состояний ре-
актора, что в дальнейшем позволит проводить анализ истории работы ре-
актора, подключать новые программы расчета, а также возвращаться к
предыдущим состояниям для устранения обнаруженных ошибок.
В. Отсутствие в программах нейтронно-физического расчета и рас-
чета характеристик ТВС и реактора ввода исходных данных.
Структурная схема комплекса КЯФР показана на рис. 2.19
Рис. 2.19.Схема комплекса ядерно-физических расчетов
126
2 ФИЗИКА ЯДЕРНЫХРЕАКТОРОВ
Источниками информации для базы данных являются программы
расчета характеристик ТВС и эксплуатационная документация (заводские
паспорта на ТВС, техническое решение на перегрузку, журнал оператора
управления реактором и т. д.)
Архив ТВС:
• история передвижения ТВС (координаты, время);
• паспортные данные (регистрационный номер, технические
условия, дата изготовления, номер пучка твэлов, содержание
материалов и т. д.);
• усилия извлечения ТВС из гнезда реактора;
• расчетные характеристики (содержание изотопов, флюенс, вы-
горание);
• данные системы обнаружения дефектных сборок;
• информация по замеру и осмотру ТВС в горячей камере.
Архив работы блока:
• тепловая мощность;
• положение стержней СУЗ;
• температура теплоносителя на входе в реактор;
• обороты ГЦН.
Возможности комплекса
Комплекс позволяет:
1) получать с ЭВМ эксплуатационную документацию: картограммы
характеристик ТВС и полей энерговыделения реактора БН-800, паспорта
иа выгруженные из реактора ТВС, где указаны содержание изотопов, вы-
горание, история передвижения ТВС в реакторе и другие данные, техни-
ческое решение на перегрузку реактора;
2) автоматизировать отчетность по топливу и расчеты технико-
экономических показателей работы реактора;
3) рассчитать полный запас реактивности реактора, длительность
кампаний, пусковое положение СУЗ.
Затемненный прямоугольник (см. рис. 2.19) показывает место ГЕ-
ФЕСТ в общем цикле расчетов.
Комплекс программ ГЕФЕСТ трехмерных нейтронно-физических
расчетов реактора предназначен для обоснования безопасной эксплуата-
ции реакторов типа БН. В 1990 году комплекс был внедрен в штатную
эксплуатацию на АЭС. В 1992 году комплекс ГЕФЕСТ был представлен к
аттестации в НТЦ ГАН РФ и получил аттестационный паспорт.
Комплекс программ ГЕФЕСТ создан для эксплуатационных
нейтронно-физических расчетов реактора типа БН в многогрупповом
диффузионном приближении в трехмерной гексагональной геометрии.
127
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМН НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Комплекс программ позволяет вычислять распределение поля
нейтронов и энерговыделения в точках расчетной модели реактора с уче-
том реального положения стержней СУЗ. Эти сведения особенно важны
при отсутствии достаточного количества информации от измерительных
приборов о подробном распределении указанных полей. Кроме оценки
интегральных и локальных характеристик реактора с учетом выгорания и
перемещения стержней в процессе работы реактора, комплекс ГЕФЕСТ
позволяет восстановить историю каждой ТВС за время ее прохождения
через реактор, что позволяет делать выводы о дальнейшей судьбе сборки
внутри реактора и при извлечении из него. Подробное описание комплек-
са программ ГЕФЕСТ приведено ниже.
2.6. Описание комплекса программ ГЕФЕСТ
Комплекс ГЕФЕСТ предиазначеи для многогрупповых расчетов
нейтронного потока в 26-групповом диффузионном приближении.
Комплекс программ ГЕФЕСТ подключен к библиотеке констант
БНАБ-93 через программу CONSYST.
Для моделирования движения стержней СУЗ используется специ-
альный алгоритм, позволяющий менять сечения в расчетных точках в за-
висимости от конкретного положения стержней СУЗ, причем вычисляют-
ся не только макро-, но и микросечения, что позволяет определять выго-
рание поглотителя в зависимости от реального положения стержней СУЗ в
процессе работы реактора.
В качестве программы нейтронно-физического расчета в комплексе
используется программный модуль HEX3D, в котором реализован конеч-
но-разностный метод решения многогруппового диффузионного уравне-
ния в трехмерной гексагональной геометрии с расчетной точкой в центре
ячейки. Шаг по высоте переменный.
Топливный архив (ТА) комплекса служит для хранения информации
о топливных сборках, стержнях и гильзах СУЗ реактора. Информация со-
стоит из:
• паспортных данных сборки;
• характеристик сборки, необходимых для проведения нейтронно-
физического расчета;
• характеристик сборки, отражающих режим выгорания в период пре-
бывания сборки в реакторе.
Структура архива комплекса обеспечивает расчет флюенсов для
ТВС и стержней СУЗ с учетом движения последних, а также расчет выго-
рания в ТВС и стержнях СУЗ. Ядерные концентрации берутся из ТА.
128
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ PEAKTOPOS
Для вычисления эффектов реактивности в комплексе реализованы
алгоритмы теории возмущений. Имеется возможность решать уравнения
кинетики в квазистатическом приближении. Необходимые параметры
уравнения для амплитудной функции (время жизни мгновенных нейтро-
нов и доли запаздывающих нейтронов) также определяются в комплексе.
Комплекс ГЕФЕСТ включает в себя набор программно-независимых
модулей, которые решают задачи в автономном режиме работы. Модуль-
ная структура комплекса дает возможность подробного исследования со-
стояний реактора, например, характеристик реактивности для обеспечения
безопасной работы реактора или кинетики реактора и т. д. Каждый модуль
может быть заменен другим модулем, предназначенным для решения той
же задачи, но с использованием новых знаний.
Список модулей комплекса следующий:
• BAESFL - заполнение топливного архива реактора комплекса
и построение картограмм типов по микрокампании из топлив-
ного архива реактора и архива состояния реактора БАЭС;
• BETABN - расчет эффективной доли запаздывающих нейтро-
нов и времени жизни мгновенных нейтронов;
• BURN - расчет изменения нуклидного состава в процессе вы-
горания;
• DATA - ввод и запись исходной информации;
• DELRO - расчет величин относительного возмущения концен-
траций и температур нуклидов;
• EOU - расчет сечений для экспериментальных облучательных
устройств (ЭОУ);
• FLUENCE - расчет флюенсов нейтронов по времени кампании;
• HEX3D - нейтронно-физический расчет в трехмерной гексаго-
нальной геометрии в многогрупповом диффузионном прибли-
жении;
• HEX3DA - расчет функции ценности в трехмерной гексаго-
нальной геометрии в многогрупповом диффузионном прибли-
жении;
• INIT - заполнение библиотеки постоянных концентраций ТВС
и сборок СУЗ;
• MODUL - запись данных в архив состояний реактора
(ARHRR);
• OST - расчет остаточного энерговыделения;
• РСАТ - печать каталогов рабочих файлов комплекса;
• Q - определение поля энерговыделения и его функционалов;
129
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
• QUASIK - нестационарный расчет в квази статическом при-
ближении;
• SNEGA - расчет макро- и микросечений для ТВС;
• SNEGR - расчет макро- и микросечений для стержней СУЗ;
• SNEGU - расчет макро- и микросечений для ТВС возмущенной
задачи;
• TEPGAZ - теплогидравлический расчет активной зоны реакто-
ра;
• ZARH - запись данных в топливный архив комплекса (ТА)
и др.
Все данные модулей выбираются из массивов, хранящихся на внеш-
них устройствах (ВУ). Основная часть исходной информации сосредото-
чена в массиве данных D, который под оригинальным именем, как прави-
ло, отражающим номер микрокампании реактора, записывается на ВУ мо-
дулем DATA. Необходимые изменения в данные модулей вносятся поль-
зователем через операторы бесформатного ввода-вывода в каждом моду-
ле. В общем случае для проведения расчетов требуется наличие несколь-
ких файлов на ВУ. Все рабочие файлы комплекса ГЕФЕСТ (РФГ), кроме
ТА, организуются с использованием модуля KATRF, как и в комплексе
НФБН - предшественнике комплекса ГЕФЕСТ. РФГ оформлены файлами
прямого доступа, но все они имеют каталог, содержащий списки имен,
длин и места в файле записей. РФГ разделяются по характеру содержа-
щейся в них информации с помощью присваивания им соответствующих
имен.
В результате работ по внедрению комплекса в штатную эксплуата-
цию на БАЭС разработан регламент его эксплуатации при использовании
комплекса в обоснование безопасности загрузок реактора.
Модель реактора и его топливный архив в комплексе ГЕФЕСТ
Основная модель реактора БН-600, рассматриваемая в комплексе
ГЕФЕСТ, представлена в трехмерной гексагональной геометрии с
978 сборками в плане, с одной расчетной точкой на сборку и с 18 точками
по высоте реактора с неравномерным шагом. Реально в реактор загружено
966 сборок. Но для получения симметрии модели она достроена 12 паке-
тами-имитаторами (ПИ) на внешней границе реактора (номера дополни-
тельных ячеек: 33-15, 13-01, 38-32, 38-33, 38-34, 33-38, 34-38, 32-38, 15-33,
01-13, 03-04, 04-03). Для снятия проблемы погрешности граничных усло-
вий основная модель дополнена несколькими рядами ПИ сбоку (всего
1797 расчетных ячеек в плане). Также добавлено по две расчетные ячейки
ниже и выше первой и последней расчетных ячеек по высоте основной
модели реактора (см. рис. 2.20).
130
2 ФИЗИКА ВЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Неравномерный шаг по высоте расчетной модели реактора следующий:
• после второй модернизации активной зоны реактора для 28-й и по-
следующих МКК:
о 4 зоны по 8,75 см,
о 11 зон по 9,5 см,
о 3 зоны по 10,167 см (снизу вверх);
• до 28-й МКК:
о 14 зон по 9,5 см,
о 1 зона 6,5 см,
о 3 зоны по 10,167 см.
Все сборки реактора по составу делятся по типам. Номер типа ТВС и
стержня СУЗ зависит от чертежа, указанного в документах на сборки и
обогащения топлива.
В реакторе функционально различаются стержни СУЗ трех типов:
• КС (компенсирующий стержень);
• PC (регулирующий стержень) и;
• АЗ (стержень аварийной защиты).
131
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕА ЕГОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Один из стержней АЗ (АЗ-П) предназначен для снижения мощности
реактора в режиме отключения одной из трех теплоотводящих петель.
Схематично модели стержней СУЗ представлены на рис. 2.21.
PC КС АЗ
(ВК - верхний концевик), (НК - нижний концевик)
Рис. 2.21. Схема моделей стержней СУЗ: ВК - верхний концевик, НК-нижний концевик
Топливный архив комплекса (ТА) служит для хранения информации
о ТВС и сборках СУЗ реактора. Характеристики сборок условно подраз-
деляются на:
• паспортные характеристики;
• характеристики, необходимые для проведения нейтронпо-
физического расчета;
• характеристики, отражающие режим выгорания и облучения в
процессе пребывания сборки в реакторе.
Информация по каждой сборке хранится в ТА в виде отдельной за-
писи в файле и содержит 1600 4-байтовых слов. С учетом практики экс-
плуатации в ТА информация по микрокампаниям ограничена восемью
МКК. Данные по всем последующим МКК интегрируются с восьмой мик-
рокампанией пребывания ТВС в реакторе.
Выбранная структура ТА для стержней СУЗ обеспечивает расчет в
них выгорания и флюенсов с учетом движения их в течение МКК.
Для расчета мощностного эффекта реактивности необходимо, учи-
тывая изменение линейных размеров конструкций, менять модель реакто-
ра. Указанная выше модель разработана для реактора, работающего па
132
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХРЕАКТОРОВ
мощности. Для холодного состояния реактора в комплексе строится дру-
гая модель, учитывающая изменение высотных и радиальных линейных
размеров, по отклонению средних высотных температур холодного состо-
яния от средних высотных температур состояния реактора на мощности, а
также с учетом изменения температуры теплоносителя в нижнем коллек-
торе. Для модели холодного состояния реактора строится и соответству-
ющий ей ТА, в котором концентрации нуклидов топлива соответствуют
созданной для этого состояния расчетной ячейке.
Заполнение данными топливного архива комплекса
Пользователь комплекса, работая автономно, т. е. без комплекса
ядерно-физических расчетов БН-600 (КЯФР БАЭС), может самостоятель-
но определить все необходимые для расчета величины в топливном архи-
ве (ТА) по каждой сборке ТВС и СУЗ. В этом случае все данные задаются
в виде действительных чисел в операторе NAMELIST модуля ZAPARY.
При записи в архив данных о какой-либо сборке на печать выдается запи-
санная информация, т. е. пользователь имеет возможность визуально про-
верить правильность записанной в архив информации.
Для расчета начального состояния микрокампании (МКК) БН-600
можно пользоваться данными БАЭС, для чего необходимо предваритель-
но заполнить данными ТА комплекса и построить картограммы, связыва-
ющие данные по загрузке БАЭС: архива ТВС и СУЗ БАЭС -
ARHTBC.RAB; архива состояний - ARHRR и файла дат INP6L подготов-
ленных к использованию в КЯФР БАЭС и комплекса ГЕФЕСТ, - это кар-
тограммы типов и заводских (машинных) номеров. Эту предварительную
работу проводит модуль BAESFL.
Модуль BAESFL заносит в ТА, в основном, сведения о тех сборках,
которые установлены в реактор впервые. Сведения о ранее стоявших
сборках должны быть в ТА комплекса. На случай, если сведений о какой-
либо сборке не окажется в ТА комплекса, в модуле предусмотрена проце-
дура коррекции распределения ядерных концентраций нуклидов по высо-
те, а также 2-групповых флюенсов в ТА, с учетом пребывания сборки в
реакторе.
Кроме того, модуль BAESFL формирует и записывает в файл ком-
плекса картограмму порядковых номеров для выборки характеристик из
архива ТА ТВС БАЭС, список машинных номеров гильз.
Картограмму типов комплекса ГЕФЕСТ модуль BAESFL записывает
также и в архив АРБАЭС.
Для удобной работы с архивом комплекса создан массив заводских
номеров NZA, являющийся, по существу, каталогом архива. Он заводится
в файле F1 комплекса ГЕФЕСТ длиной, равной количеству записей в ТА,
133
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРА МН НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
и состоит первоначально из одних нулей. В дальнейшем, по мере записи в
ТА комплекса характеристик сборок он заполняется машинными (завод-
скими) номерами этих сборок. Порядковый номер элемента массива NZA
является номером записи на диске, по которому хранятся в ТА комплекса
характеристики сборки с машинным номером, находящимся в массиве
NZA по данному порядковому номеру.
Наличие в массиве NZA свободных номеров означает, что в ТА ком-
плекса есть свободные места, куда возможна запись характеристик вновь
поступивших в реактор сборок. Отсутствие в массиве NZA свободных
мест говорит о том, что архив комплекса переполнен и необходимо его
сжатие.
Для хранения ТА используется диск, на котором организуется файл
прямого доступа, содержащий 1000 записей по 1600 4-байтовых слов.
Структура архива АРБАЭС
Описание характеристик, хранимых в архиве состояния реактора
АРБАЭС, содержит информацию обо всех сборках реактора на текущую
МКК. Каждый элемент списка (блок) представлен записью в файле всех
сборок реактора.
Для хранения архива АРБАЭС программами КЯФР создается файл
прямого доступа длиной 300 блоков по 1000 4-байтовых слов. Каждый
блок содержит 8 записей по 125 слов. Этот файл используется для чтения
из него информации, необходимой для архива комплекса.
Структура архива ТА ТВС БАЭС
В архиве ТВС БАЭС хранятся сведения обо всех ТВС, сборках и
гильзах СУЗ, стоявших в реакторе БН-600, начиная со стартовой загрузки
и кончая текущей МКК. Архив ТВС БАЭС рассчитан на 5000 сборок. Для
каждой сборки в архиве ТВС БАЭС хранится 290 характеристик.
Отсюда следует структура файла на магнитном диске для размеще-
ния архива ТВС БАЭС. Файл состоит из 290 блоков по 5000 4-байтовых
слов каждый. Для сборок СУЗ список характеристик имеет некоторые
расхождения от ТВС.
В отличие от архива комплекса, где в одной записи для одной сборки
хранятся все характеристики, в ТА ТВС БАЭС в одном блоке хранятся
значения одной характеристики для всех 5000 сборок.
134
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Расчеты в комплексе ГЕФЕСТ
Подготовка нейтронно-физических констант в комплексе ГЕФЕСТ
Комплекс ГЕФЕСТ ориентирован на проведение расчетов с большим
числом так называемых физических зон. Для ускорения получения сече-
ний ранее в комплексе использовалась специально библиотека блокиро-
ванных микроконстант, как функции состава, глубины выгорания и тем-
пературы. При реализации подключения комплекса ГЕФЕСТ к библиоте-
ке БНАБ-93 через комплекс программ CONSYST получение микро- и
макросечений организовано непосредственно через обращение к указан-
ной программе для всех расчетных ячеек модели реактора.
Получение концентраций и температур в каждой расчетной точке
Для определения концентраций в каждой расчетной точке исполь-
зуются данные о концентрациях выгорающих нуклидов, записанные в ТА
комплекса и постоянные концентрации неделящихся нуклидов, хранящие-
ся также в ТА.
Температуры нуклидов читаются из файла температур.
Получение микро- и макросечений
Расчет микро- и макросечений разделен для ТВС и стержней СУЗ,
соответственно расчет проводится в модулях SNEGA и SNEGR. В указан-
ных модулях на базе данных по концентрациям нуклидов в ТВС и стерж-
нях СУЗ и данных по температурам готовятся микро- и макросечения в
форматах программы CONSYST. Необходимые для расчета поля нейтро-
нов макросечения записываются в файл F2, а микросечения деления (для
ТВС) и захвата (для ТВС и отдельно для поглотителя стержней СУЗ) за-
писываются в файл F6.
Многогрупповой диффузионный расчет плотности потока и ценно-
сти нейтронов в трехмерной гексагональной геометрии
В качестве модулей расчета плотности потока и ценности нейтронов
в трехмерной гексагональной геометрии в комплексе ГЕФЕСТ использу-
ются модули HEX3D и HEX3DA.
Модули HEX3D и HEX3DA предназначены для расчета плотности
потока и ценности нейтронов соответственно в многогрупповом диффузи-
онном приближении для неравномерного высотного шага в трехмерной
гексагональной геометрии.
Расчет поля энерговыделения
Предварительный расчет поля энерговыделения проводится в моду-
ле HEX3D на макросечениях деления и захвата.
Для более детального расчета поля энерговыделения в комплексе ор-
ганизован специальный модуль Q, в котором расчет поля проводится на
135
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
микросечениях, с привлечением данных по выходу энергии деления на
каждый делящийся нуклид и выделению энергии при захвате нейтрона
аналогично рекомендациям работы, где энерговыделение в каждой рас-
четной зоне предлагается определять как
Q=Qf+Qc-Q2>t-QLi (2.69)
где Q/- энерговыделение при делении (без учета энергии, уносимой
антинейтрино, испускаемыми при p-распадах осколков и энергии
p-распадов с периодами полураспада больше трех лет); Ол - энерговыде-
ление при захвате (не только радиационном), вычисленное с учетом энер-
гии p-распадов продуктов нейтронных реакций, обуславливающих захват
(за вычетом энергии, уносимой нейтрино и антинейтрино); Q2b - энергия,
затрачиваемая на отделение второго нейтрона в реакции (я, 2л); О; - энер-
гия, уносимая нейтронами, утекающими из зоны (может быть и отрица-
тельной, если приток нейтронов в зону преобладает над утечкой).
Расчет выгорания, флюенсов и радиационных нагрузок
Во всех точках модели реактора рассчитывается полный флюенс
нейтронов и флюенс нейтронов с энергией больше 0,1 МэВ (жесткий
флюенс).
Рассчитывается изменение концентраций делящихся нуклидов и
осколков деления в сборках ТВС и концентраций поглотителя в стержнях
СУЗ в процессе работы реактора в течение микрокампании (МКК),
Алгоритм расчета выгорания топлива
Для расчета выгорания топлива используется схема превращений
U-Pu цикла, приведенная на рис. 2.22, она используется для расчета выго-
рания топлива в каждом треугольном секторе гексагональной ячейки на
уровне всех высотных слоев модели реактора. Для чего предварительно в
этих секторах определяются потоки нейтронов. Расчет выгорания в секто-
рах проводится для учета возможных поворотов ТВС. Для экономии места
в ТА в каждом секторе из слоев активной зоны реактора хранятся концен-
трации лишь U-235, Рп-239 и осколков деления как определяющих нукли-
дов. Средние концентрации остальных нуклидов, имеющихся в ТА, по
секторам данной расчетной ячейки используют для расчета выгорания и
после завершения расчета их средние по ячейке концентрации записыва-
ются в ТА.
136
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
С учетом всех указанных на рис. 2.22 переходов в топливе ТВС ре-
шается следующая система дифференциальных уравнений в каждой рас-
четной точке на уровне высоты активной зоны:
1/2
dt
^=+хЛч^Ч*Ч+кЧрЧ
dt
= кУ6.рие+к^.ри8_(к(/7+хУ3),р!/, .
^чЧ-Ч'в+хЧ-рЧ
dt -
dnNp6
аР _ рлг’6 •
=х ш -рс'7+х Лт‘ -р *”'-<¥ Np7p"Ч р ;
dn^
аР =yty>-l pity! (prjfra ! 1^6) pNp8 .
dt с р ’
лп!Ф>
£Р___= KE/a-pL'K-(rM’9+A,W/>9)-pAt’9-
dt с р ’
£/Ч- = е-Х№6-рЛ1с6-(Г^+ХА'6).рА'6;
?_ Л/Й
^Чх^^Ч^ЧО-рЧ
dt
лпРай
-р =JTMc,pM+IT^.p^-(JT^+^°).pp-0-
dt с с “
dp ____тг Рий пРчй (V Л/1 \ « А/1 .
~ Г /Р V ГР 5
dp*12 (1l^2g.p^2g рЛ^2 t? ^Sj.pPuS.
— = хЛ1-р™-(Г'*'"1+Х'*'я1)-р'Ч
dt p
dc,A"’2m
WK _ I r/^ml ^Iral I 1 -^nl\ _Лт1 *
------Zlm'r c’P “И ?+* )P ,
138
2. ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ PEARTOPOS
= Хи4-ри4-(Ги’+Хм)-рм;
ЯГ,А"-^
UH _____л I lyXffil _ Ля|| I _ 2 Л „ j4m2m /т/-Лл1 i 1 \ — Лт1 *
dl =Z2S'V CP +Чг* P ~И ,+* )’P »
г ЛтЗ
ДР _ Am2tfj Лт2тAm2g Am2g ’J , p "
“P_____^Aifj2g pAm2g_On 2 Cm2 pGn2*
t*P T/Gn2 _ On2 /т/ОяЗ । % On3\ .On? *
——-К *p -(И +A- )’p ,
at F
_P ргСтЗ ОлЗ_/рггОя4_^^Ол4\ '
dt - p 1 p rp ’
</pm
dt
^ = Х"5-р"5+к^.ргао-(Кр‘,;+хй,1)рр<‘|;
dp? V rz*
r'p'
где Vka =ak-F - скорость процесса а нуклида к;
F- плотность потока нейтронов;
р ; - концентрация нуклида к;
р” - концентрация пар осколков деления:
okc,<3f,о2* - микросечения захвата, деления и (п,2п) нуклида Л;
о* - сумма всех вышеуказанных микросечений нуклида к;
V - постоянныеа- и p-распада нуклида к;
к - доля реакции (е = 0,5).
Коэффициенты в уравнениях (одногрупповые потоки и сечения)
определяются для каждого временного интервала. Система уравнений вы-
горания решается аналитически, аналогично схеме, согласно которой для
системы уравнений выгорания типа:
, ? (2.?0)
dt '
В общем виде имеется следующее решение:
p^^-expt-Kj-x);
Р1= п • ехр(-К -т)+А п ехр(-К j -т);
(2-71)
гя
Pffl=Z Л„л.ехр(-к;.т),
л=!
139
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
где
тл ~ й ^7 ’ А , (2.72)
Vp-Vp
т - временной интервал.
Коэффициенты Ат„ определяются из уравнения
ffl
= (2.73)
Я-l
Расчет флюенсов нейтронов и радиационных нагрузок
В комплексе ГЕФЕСТ определяются значения жесткого и полного
флюенсов нейтронов как интеграл нейтронного потока во времени. Для
определения жесткого флюенса, т. е. флюенса нейтронов с энергией
>0,1 МэВ, суммируется флюенс от первых восьми групп 26-группового
энергетического распределения нейтронов.
При учете временных шагов по кампании реактора флюенс опреде-
ляется для тех же частей стержня СУЗ, для которых определяются кон-
центрации поглотителя, кроме того, и для зон без поглотителя, но примы-
кающих к нему. Определенное приращение флюенса по шагам МКК запи-
сывается в файл и по завершении МКК полное приращение флюенса за всю
МКК перезаписывается в просматриваемые пользователем ячейки ТА.
Выгорание и флюенсы нейтронов в высотном секторе поглотителя,
частично входящем в реактор, а частично находящемся над ним, т. е. ча-
стично отсутствующем в реакторе, рассчитывается так, как будто бы на
весь сектор распределяются те же потоки нейтронов, что и на его часть,
присутствующую в реакторе. В этом случае расчетные флюенсы нейтро-
нов и выгорание превышают фактические, что обеспечивает соблюдение
максимально допустимых параметров и тем самым способствует безопас-
ной эксплуатации реактора.
Теплогидравлический расчет реактора
Модуль тенлогидравлического расчета реактора типа БН-600 -
TEPGAZ, в котором проводится определение температуры теплоносителя
(т/н), оболочки твэла и топлива во всех расчетных точках реактора, создан
для комплекса ГЕФЕСТ. В этом модуле отсутствует учет перетечек тепла
по оси твэла, учет влияния чехла ТВС и дистанционирующей проволоки.
По полученному из нейтронно-физического расчета полю энерговы-
деления с учетом особенностей теплоносителя и ТВС по известным алго-
ритмам определяются все необходимые температуры с учетом изменения
характеристик теплоносителя по высоте ТВС.
140
3. КИНЕТИКА ДВЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
3. Кинетика ядерных реакторов
3.1. Элементарная кинетика реактора
3.1.1. Элементарное уравнение кинетики реактора
Способ описания кинетических процессов в активной зоне реактора
по величине средней плотности нейтронов в ней называют моделью в то-
чечно-параметрическом приближении: активная зона довольно большого
объёма словно бы заменяется одной точкой, единственным параметром
которой является среднее значение плотности нейтронов - п (нейтр./см3),
присущее реальному реактору в текущий момент времени t.
Пусть реактор в начальный момент времени (/0 = 0) был критичен
(т. е. эффективный коэффициент размножения Л^фф в нем был равен еди-
нице, а реактивность р - нулю).
Сообщим этому реактору мгновенным скачком некоторую величину
реактивности (для определённости примем реактивность положительного
знака), вследствие чего эффективный коэффициент размножения Сфф
мгновенно поднимется над единицей на некоторую величину з£Эфф, кото-
рую называют избыточным коэффициентом размножения. Отношение
“эфф
называется реактивностью реактора.
Эффективный коэффициент размножения реактора - это отношение
чисел нейтронов рассматриваемого и непосредственно предшествующего
ему поколений:
Аэфф= и,+1 / и,-. (3.2)
За отрезок времени, равный среднему времени жизни поколения
нейтронов I, средняя по объёму активной зоны плотность потока нейтро-
нов возрастёт до величины п-к3ф, а значит, за это время она возрастёт на
величину
Лэфф-л п Л’(^эфф 1) ^*2&эфф. (3.3)
Следовательно, скорость изменения плотности нейтронов во време-
ни в реакторе в этот промежуток времени 1 будет составлять:
= (3.4)
Дифференциальное уравнение (3.4) называют элементарным урав-
нением кинетики реактора. Элементарным его назвали не только из-за
внешней математической простоты.
141
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ'НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Элементарное уравнение кинетики реактора (ЭУКР) - дифференци-
альное уравнение с разделяющимися переменными:
(3.5)
П I
При начальных условиях t = 0, и(0) = п0 его решение будет:
и(Г) = и0-ехр1—I. (3.6)
Полученное выражение позволяет сделать следующие выводы:
а ) Переходный процесс изменения во времени средней плотности
нейтронов в реакторе после сообщения первоначально критическому ре-
актору реактивности любой величины и знака имеет экспоненциальный
характер.
б ) Крутизна и характер экспоненты, описывающей переходный про-
цесс «(/) при сообщении критическому реактору реактивности, определя-
ются величиной и знаком сообщаемой реактору реактивности, что иллю-
стрируется семейством экспонент на графике (см. рис. 3.1).
При малых отклонениях &эфф от единицы (что практически всегда
имеет место в реальных реакторах) величина реактивности реактора
р ЗАзфф/ Азфф ~ б^эфф.
т . е. мало отличается от величины избыточного коэффициента раз-
множения. Следовательно, в подавляющем большинстве случаев эти две
величины практически одинаковы, и выражения типа «реактору сообщена
реактивность р <), 1 %» и «реактору сообщён избыточный коэффициент
размножения, равный 8^фф = 0,1 %», практически идентичны.
Семейства графиков переходных процессов n(t), приведенные на
рис. 3.1, показывают, что:
• при сообщении критическому реактору положительных реактив-
ностей экспоненциальный процесс n(f) - процесс возрастающий, причём
тем более резко, чем больше величина сообщённой реактору реактивно-
сти;
• при сообщении реактору отрицательных реактивностей показате-
ли экспонент имеют отрицательный знак, а это значит, что переходный
процесс n(t) - убывающий;
• если реактору «сообщается нулевая реактивность», экспонента с
нулевым показателем равна единице, и переходного процесса, приводяще-
го к изменению плотности нейтронов в реакторе, не будет.
142
J. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Рис. 3.1. Переходные процессы и (/), вытекающие из решения ЭУКР при сообщении первона-
чально критическому реактору реактивности различной величины и знака
Чем больше абсолютная величина сообщаемой первоначально кри-
тичному реактору реактивности, тем интенсивнее протекают в реакторе
переходные процессы изменения плотности нейтронов.
в) Интенсивность протекания переходных процессов n(f) в реакторе
зависит также и от величины среднего времени жизни поколения нейтро-
нов /. Чтобы получить представление о важности этой зависимости для
безопасного управления реактором, определим, во сколько раз увеличится
плотность нейтронов в реакторе за одну секунду после сообщения реакто-
ру положительной реактивности р = 0,001 (или 0,1 %) при разных значе-
ниях среднего времени жизни поколения нейтронов в реакторе: / = 104 с,
/ 10'3с, 1= 10'2с и 1= 10 *с.
При I = 10 4 с секундное увеличение плотности тепловых нейтронов
в реакторе получается равным
и(1 c)/h0 = ехр(0,001/0,0001) = е10 к 22000.
Управление таким реактором, в котором за 1 с после сообщения ему
небольшой положительной реактивности мощность многократно увели-
чивается (в 22000 раз), явно невозможно: это лежит вне пределов не толь-
ко нормальных человеческих возможностей, но даже вне возможностей
самой совершенной автоматики.
143
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
При 7 = 10 "3 с секундное увеличение мощности реактора получается
равным е ~ 2,71828, т. е. почти троекратным. В этом случае управление
реактором практически невозможно.
При I = 10 2 с за одну секунду мощность увеличивается в е0’1, что со-
ставляет приблизительно 1,10. Управление мощностью такого реактора, в
котором за каждую секунду мощность возрастает на 10 %, уже возможно,
но такие темпы роста мощности опасны для самого реактора: за те 7-8 с, в
течение которых мощность реактора приблизительно утраивается, невоз-
можно организовать синхронное увеличение теплоотвода от активной зо-
ны реактора.
При I = 0,1 с, секундное увеличение мощности реактора составляет
е6'01 ~ 1,01, т. е. всего на 1 % от начального значения. Управление таким
реактором безопасно во всех отношениях и не вызовет затруднений у опе-
ратора.
Сравнение приведенных выше решений ЭУКР с переходными про-
цессами в реальных реакторах позволяет выявить то общее, что естьн в
тех и в других переходных процессах, а именно: экспоненциальный харак-
тер изменений n(f) в развитой части переходных процессов. Но это же
сравнение делает очевидным и их различия.
Во-первых, решение ЭУКР не объясняет природу начальных скачков
плотности нейтронов (в начальном интервале времени реальных переход-
ных процессов).
Во-вторых, в реальных переходных процессах n(t) экспоненциаль-
ные спады плотности нейтронов при сообщении реактору отрицательных
реактивностей завершаются не полной идеальной остановкой реактора
(т. е. снижением плотности нейтронов до нуля), а стабилизацией величи-
ны плотности нейтронов на некотором малом уровне, величина которого
зависит от величины сообщённой реактору отрицательной реактивности.
Несоответствия теоретических представлений опытным реальным
переходным процессам говорят о том, что при выводе элементарного
уравнения кинетики реактора не учтено то, что должно быть связано с ве-
личиной среднего времени жизни поколения нейтронов в реакторе. Для
этого необходимо более детально проанализировать величину среднего вре-
мени жизни поколения нейтронов в реакторе и понять, чем определяется эта
величина и с какими свойствами активной зоны реактора она связана.
3.1.2. Мгновенные и запаздывающие нейтроны и их характеристики
При делении возбужденного ядра образуются мгновенные нейтроны.
Но часть нейтронов испускается по отношению к мгновенным с некото-
рым запаздыванием (см. рис. 3.2).
144
1 КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Образование
осколков
Рис. 3.2. Схема генерации мгновенных и запаздывающих нейтронов в делениях ядер U-235:
ЗН - запаздывающий нейтрон; ЯПЗН - ядро-предшественник запаздывающего нейтрона;
ЯИЗН ~ ядро-источник запаздывающего нейтрона
Мгновенными нейтроны названы потому, что они испускаются воз-
буждёнными осколками деления в течение времени не более 10'13 с, по по-
рядку величины совпадающего со временем деления ядра урана-235, что
позволяет представлять их рождающимися не после, а в процессе деления,
т. е. мгновенно. В одном акте деления ядер U-235 под действием тепловых
нейтронов появляется в среднем v5 = 2,416 быстрых нейтронов деления,
средняя кинетическая энергия которых равна Е = 2 МэВ, и эти нейтроны
по энергиям распределяются по спектру Уатта. Время замедления нейтро-
нов в реакторе составляет величину порядка 10'5 с, а время диффузии по-
лучаемых из них тепловых нейтронов - порядка 10'4 с. Мгновенные
нейтроны испускаются практически всеми типами образующихся при де-
лении ядер топлива осколков деления, причём число установленных типов
осколков в настоящее время превышает 600.
Наряду с «обычными» возбуждёнными осколками деления (т. е. та-
кими, которые после испускания мгновенных нейтронов продолжают свои
а-, р- или у-радиоактивные распады, но в цепочках которых нет нейтроно-
активных продуктов) встречаются около 60 типов осколков деления, ко-
торые, испытав первый p-распад, становятся нейтроноактивными,
т. е. способными испускать нейтроны. Благодаря тому, что последние по-
145
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
являются в свободном состоянии значительно позже мгновенных нейтро-
нов, они и названы запаздывающими нейтронами. Запаздывают они с по-
явлением на величину среднего времени жизни своего осколка-
родоначальника (который также называют ядром-предшественником за-
паздывающих нейтронов (ЯПЗН), в отличие от ядра-излучателя (ЯИЗН),
которое получается в результате 0-распада ядра-предшественника и непо-
средственно испускает запаздывающий нейтрон).
Каждый из упомянутых осколков-предшественников запаздываю-
щих нейтронов, как и всякий возбуждённый осколок деления, характери-
зуется своей величиной удельного выхода (у,) и постоянной 0-распада
(или другой величиной - периодом полураспада связанной с величи-
ной постоянной распада соотношением Tim = 0,693/ X,).
По не все 60 типов предшественников запаздывающих нейтронов
играют существенную роль в процессе размножения нейтронов в реакто-
ре. Если исключить из их числа осколки-предшественники с очень малым
удельным выходом (у, < 105), предшественники с очень малым периодом
полураспада (7) < 10'6 с) и предшественники с очень большим периодом
полураспада (Т:> 10' с), то из этих 60 типов осколков-предшественников
останутся всего тринадцать, которые и дают более 98 % всех генерируе-
мых запаздывающих нейтронов.
Остальные предшественники при описании переходных процессов
не учитываются по следующим причинам. Предшественники с малым
удельным выходом не учитываются потому, что их образуется мало, зна-
чит и запаздывающих нейтронов их излучателями испускается относи-
тельно очень мало, а предшественники с малым периодом полураспада -
потому, что они испускают запаздывающие нейтроны, практически неот-
личимые от мгновенных нейтронов. Предшественники с очень большим
периодом полураспада - потому, что, запаздывая с появлением на время,
сравнимое по величине со временем протекания всего переходного про-
цесса в реакторе, они не могут оказать влияние на этот переходный про-
цесс. К тому же предшественники с большим и малым значениями перио-
да полураспада в большинстве своём имеют и малый удельный выход.
Таким образом, предшественников запаздывающих нейтронов, ока-
зывающих влияние на кинетику процессов размножения в реакторе, оста-
ется всего тринадцать.
Величины удельных выходов и постоянных 0-распада некоторых из
этих 13 предшественников довольно близки и их разбивают на шесть
групп с усреднёнными характеристиками, причём усреднение произво-
дится по принципу:
- удельный выход 71р каждой группы равен сумме удельных выходов
входящих в неё предшественников, т. е.:
__
j. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХРЕАКТОРОВ
!%=&• (3-7)
i=i
- средняя постоянная 0-распада группы л1р находится как средне-
взвешенное значение постоянных 0-распада, составляющих группу пред-
шественников.
(3-8)
Период полураспада группы находится но общему правилу (т. е. как
величина, обратная постоянной распада группы, по формуле 7';,? =
= 0,693 /Ц,).
Основные характеристики ядер-предшественников и сформирован-
ных из них шести групп-предшественников запаздывающих нейтронов
приведены в табл. 3.1.
Таблица 3.1
Характеристики тринадцати родоначальников запаздывающих нейтронов
и шести групп их с усреднёнными свойствами
Родона- чальник Период полурас- пада Номер группы Средний удельный выход группы Средний период по- лураспа-да группы Абсолютная доля выхода группы
S7Br 54 с 1
l42Cs 66 c 1 0,00052 55,72 с 0,00021
Ш1 24,2 c 2
иВг 15,5 c 2
'"Те 20,0 c 2 0,00346 22,72 с 0,00140
5,9 c 3
S9Br 3,9 c 3 0,00310 6,22 с 0,00126
2,7 c 4
У4Кг 1,4 c 4
144Cs 1,9 c 4 0,00624 2,30 с 0,00253
14Uj 0,5 c 5 0,00182 0,50 с 0,00074
,JBr 0,16 c 6
l45Cs 0,19 c 6 0,00066 0,18 с 0,00027
147
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Запаздывающие нейтроны шести усреднённых групп отличаются
друг от друга по нескольким параметрам.
а) Доля выхода группы среди всех генерируемых нейтронов - 0,.
Величина абсолютной доли выхода запаздывающих нейтронов лю-
бой (f-й) группы выражается из трёх постоянных величин: удельного
выхода осколка-предшественника, вероятности 0-распада осколка-
предшественника и количества нейтронов, рождающихся в одном акте де-
ления.
Удельный выход осколка-предшественника /-го типа равен %. Это
означает, что в одном акте деления ядра урана-235 под действием тепло-
вого нейтрона вероятность появления именно этого предшественника
равна у,. По этот осколок может испытать сразу после образования не
только 0-распад, но и у-распад, не приводящий к появлению нейтроноак-
тивного ядра-излучателя. Если обозначить вероятность того, что осколок-
родоначальник первым актом своей радиоактивной трансформации будет
иметь 0-распад, величиной р^„ то величина произведения у, • р$ - это эф-
фективный удельный выход ядер-излучателей г-й группы, т. е. среднее
число излучателей запаздывающих нейтронов этой группы, появляющих-
ся в каждом делении ядра U-235. Каждое ядро-излучатель испускает один
запаздывающий нейтрон, значит величина этого произведения одновре-
менно является и величиной удельного выхода самих запаздывающих
нейтронов этой группы в одном акте деления ядра U235 (т. е.среднее чис-
ло запаздывающих нейтронов г-й группы, получаемых в одном акте деле-
ния). Так как в одном акте деления ядра U-235 под действием теплового
нейтрона рождается в среднем v5 = 2,416 нейтронов деления (т. е. всех - и
мгновенных, и запаздывающих), то величина доли выхода запаздывающих
нейтронов г-й группы будет равна
0,=^-^. (3.9)
V5
Полученная постоянная величина 0, является статической теоре-
тической долей выхода запаздывающих нейтронов этой группы, посколь-
ку она присуща, во-первых, только критическому реактору, а, во-вторых,
только реактору бесконечных размеров (т. е. реактору, который лишёв
утечки нейтронов).
Величину доли выхода запаздывающих нейтронов группы, состоя-
щей из нескольких сортов родоначальников запаздывающих нейтронов,
можно так же усреднить, как усреднялись основные характеристики для
каждой группы. В последнем столбце табл. 3.1 приведены усреднённые
значения теоретических долей выхода запаздывающих нейтронов для ука-
занных групп.
148
5. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Суммарная доля выхода запаздывающих нейтронов всех 6 групп
Р = S Р. = Р, + + Рз + Рд + Рз + Рб (3.10)
/=|
Суммарная доля выхода запаздывающих нейтронов всех 6 групп яв-
ляется нейтронно-физической константой делящихся ядер. В частности,
• для ядер 23iU pi = 0,0064, для ядер 239Рп р9 = 0,0021
Р - это среднее число запаздывающих нейтронов, приходящееся на
один получаемый нейтрон деления в критическом реакторе бесконечных
размеров-
В делениях ядер U-235 из каждых 10000 нейтронов деления лишь
64 нейтрона будут запаздывающими;, а остальные 9936 нейтронов - мгно-
венными (или 0,64 % всех нейтронов - запаздывающие, а остальные
99,36 % нейтронов - мгновенные). Для ядер плутония-239 эти цифры вы-
глядят соответственно как 0,21 % и 99,79 %.
Запаздывающих нейтронов даже в гипотетическом реакторе беско-
нечных размеров рождается относительно мало (менее 1 %), и они играют
заметную роль в процессе размножения нейтронов в реакторе. Запазды-
вающие нейтроны любой из групп рождаются с существенно меньшей ки-
нетической энергией, чем мгновенные нейтроны.
б) Величина начальной кинетической энергии Е, запаздывающих
нейтронов. Детальное рассмотрение показывает, что величины начальных
кинетических энергий, с которыми рождаются запаздывающие нейтроны
любой из групп, лежат в пределах от 0,25 до 0,63 МэВ, т. е., как и мгно-
венные нейтроны, они рождаются быстрыми. Средняя же начальная ки-
нетическая энергия запаздывающих нейтронов всех шести групп
£,н=-2^-0,. «0,49 МэВ
(3.U)
т. е. приблизительно в четыре раза меньше, чем средняя кинетическая
энергия мгновенных нейтронов (ЛЧ|| = 2 МэВ). А это значит, что в тепло-
вом реакторе запаздывающие нейтроны замедляются до теплового уровня
быстрее, чем мгновенные, поскольку энергетический диапазон их замед-
ления (от 0,49 МэВ до энергии сшивки Ес) в 4 раза меньше диапазона за-
медления мгновенных нейтронов (от 2 МэВ до Ес).
Из этого следует, что возраст запаздывающих нейтронов тзн меньше
величины возраста мгновенных нейтронов тм„, а значит, величина
В2 тзн < В2 тнн,
где В2 - геометрический параметр, м2.
Следовательно, величина вероятности избежания утечки в процес-
се замедления
ехр (- В2 > ехр (- В21мц).
149
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Таким образом, у запаздывающих нейтронов в реакторе конечных
размеров вероятность избежать утечки в процессе замедления выше, чем
вероятность избежания утечки при замедлении у мгновенных нейтронов.
Например, в критической активной зоне бесконечных размеров, в
которой топливом является U-235, из каждых 10000 появляющихся
нейтронов деления 9936 являются мгновенными, а остальные 64 - запаз-
дывающими нейтронами. В реальной активной зоне конечных размеров
соотношение количеств генерируемых мгновенных и запаздывающих
нейтронов то же, что и в бесконечной размножающей среде.
Число, показывающее, во сколько раз величина эффективной доли
запаздывающих нейтронов в реальном реакторе (конечных размеров)
больше величины статической теоретической доли запаздывающих
нейтронов (свойственной критическому реактору бесконечных размеров),
называется ценностью запаздывающих нейтронов в данном реакторе.
Величина ценности запаздывающих нейтронов является характери-
стикой не запаздывающих нейтронов, а реактора, поскольку соотношение
вероятностей избежания утечки при замедлении для мгновенных и запаз-
дывающих нейтронов определяется только размерами и формой реактора.
Ценность обозначается символом х-
Х=Рэфф/₽. (3.12)
Форма и размеры реактора характеризуются величиной его геомет-
рического параметра В2. Представление о величинах х для энергетических
реакторов даёт эмпирическая зависимость:
1 +20 В2. (3.13)
Величина ценности запаздывающих нейтронов имеет размерность
(см'2). В табл. 3.2 приведены ценности для различных реакторов.
Таблица 3.2
Ценности запаздывающих нейтронов
Реактор Диаметр ак- тивной зоны мм Высота ак- тивной зоны мм Ценность запаз- дывающих нейтронов %, см'2
Учебно-исследовательский реактор ИР-100 500 600 1,25
Транспортный реактор ОК-350 1126 1000 1,08
ВВЭР-1000 3120 3550 1,008
РБМК-1000 11800 7000 1,0005
150
3. КИНЕТИКА ДВЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Введение понятия эффективной доли выхода запаздывающих
нейтронов в реакторе рэфф даёт возможность построить единую модель ки-
нетики реакторов, независимую от размеров и формы их активных зон,
т, е, закономерность изменения во времени плотности нейтронов в рамках
этой модели единая, а в приложениях к конкретным реакторам интенсив-
ности развития переходных процессов в них имеют отличия, определяе-
мые только величиной рэфф.
в) Изменив величины рэфф в процессе кампании активной зоны.
До сих пор шёл разговор о самом простом случае для проявления величи-
ны рэфф, когда ядерное топливо в активной зоне реактора содержит только
один делящийся под действием тепловых нейтронов компонент - U-235.
В условиях реального реактора таким может быть только свежее топливо
в самый первый момент работы реактора. В процессе кампании в реакторе
воспроизводится вторичное топливо - плутоний-239 (воспроизводством
плутония-241 из-за малости можно пренебречь), вследствие чего топливо
становится двухкомпонентным (2,Ъ + 239Ри). Поэтому величина эффек-
тивной доли выхода запаздывающих нейтронов для такого топлива долж-
на находиться как средневзвешенное значение эффективных долей выхода
запаздывающих нейтронов для урана и плутония:
Рэфф - (1-у)Рэфф5+>^3^-X*L^’0064(l-y) + 0,0021yJ, (3.14)
где у = N9/(Nj + N9) - доля ядер плутония-239 от суммарного коли-
чества ядер U-235 и Ри-239 в топливе; рЭфФ5 и рЭффз - эффективная доля вы-
хода запаздывающих нейтронов для U-235 и Ри-239 соответственно.
Так как в процессе кампании концентрация урана-235 вследствие его
выгорания уменьшается, а концентрация воспроизводимого плутония-239
растёт, то оказывается, что величина эффективной доли выхода запазды-
вающих нейтронов в процессе кампании уменьшается.
График на рис. 3.3 показывает линейное уменьшение величины р,фф
по мере роста величины у в процессе кампании активной зоны реактора.
О 0,1 0,2 0,3 0,4 0,5 0,6 0,7 0,8 0,9 у
Рис. 3.3. Уменьшение величины эффективной доли выхода запаздывающих нейтронов в ак-
тивной зоне большого энергетического реактора в зависимости от величины доли ядер 235U
в уран-плутониевой смеси (у)
151
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
г) Время запаздывания. Главным различием запаздывающих нейтро-
нов шести выделенных групп является среднее время их запаздывания,
отсчитываемое от момента окончания деления ядра до момента испуска-
ния запаздывающих нейтронов ядрами-излучателями группы. Иначе гово-
ря, от момента образования ядер-предшественников до момента образова-
ния из них ядер-излучателей запаздывающих нейтронов рассматриваемой
группы. Таким образом, среднее время запаздывания - это среднее время
жизни испытывающих 0-распад ядер-предшественников этой группы.
Среднее время жизни любых радиоактивных ядер - величина, об-
ратная величине постоянной радиоактивного распада, следовательно,
среднее время запаздывания - это величина, обратная величине постоян-
ной 0-распада ядер-предшественников запаздывающих нейтронов данной
группы:
тзн/= 1 /X,-. (3.15)
Среднее время жизни поколения нейтронов в реакторе
Среднее время жизни мгновенных нейтронов- Время жизни «средне-
статистического» нейтрона, рождаемого в результате замедления мгно-
венного нейтрона, состоит из трёх слагаемых - следующих друг за другом
времени деления, времени замедления и времени диффузии.
Время деления (тдел) - это время от момента поглощения ядром топ-
лива теплового нейтрона до момента испускания осколком разделившего-
ся ядра мгновенного нейтрона. Этот промежуток времени мал и имеет по-
рядок величины не более 10’13 с как для 235U, так и для 239Ри. Время деле-
ния практически не зависит от энергии нейтронов, вызывающих деления,
и представляет собой физическую константу делящегося нуклида.
Время замедления (т^) - это время от момента рождения мгновен-
ного нейтрона до момента, когда его энергия снизится до уровня энергии
сшивки.
Величина этого промежутка упоминается при рассмотрении законо-
мерностей процесса замедления и составляет порядка 10 s с и менее, она
определяется совокупностью материалов активной зоны реактора, глав-
ным образом видом и количеством используемых замедлителей.
Время диффузии (т^ф) - время от момента, когда нейтрон стал теп-
ловым (т. е, пересёк при замедлении уровень энергии сшивки £с), до
момента, когда он поглотился. Время диффузии тепловых нейтронов в
тепловых реакторах - величина порядка 10’4 с и также определяется сово-
купностью материалов активной зоны, главным образом соотношением
количеств топлива и поглотителей.
Таким образом, среднее время жизни поколения мгновенных
нейтронов (Z от lifetime — время жизни)
”152
5. КИНЕТИКА ВЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
I Тлел Тзам Тдиф (3.16)
является величиной порядка 10'4 с. В п. 3.1.1 отмечалось, что реактор с
такой величиной времени жизни поколения нейтронов неуправляем.
Среднее время жизни поколения всех нейтронов в реакторе. При
сравнении последовательности чередования физических процессов, про-
исходящих с мгновенными и запаздывающими нейтронами на оси време-
ни (рнс. 3.4), становится очевидным, что время жизни запаздывающих
нейтронов любой группы представляет собой сумму времени жизни мгно-
венных нейтронов и времени запаздывания этой группы.
Время жизни мгновенных нейтронов / есть сумма последовательно
чередующихся времён деления, замедления и диффузии, а время жизни
запаздывающих нейтронов i-й группы - сумма последовательно череду-
ющихся времён деления, запаздывания, замедления и диффузии.
Мгновенные нейтроны
Тдел Гэам Тдиф
-----------J----------------------------------\
Ось времени >
....... ..................... >j------J |/
Тдел Время запаздывания ЗНг-й группы 1 гзам 1 Гдиф 1
Запаздывающие нейтроны
Рис, 3.4, Последовательность протекания во времени физических процессов с мгновенными
и запаздывающими нейтронами любой (г-й) труппы н тепловом реакторе
Следовательно, время жизни запаздывающих нейтронов любой
группы
/зн^/ + т3< (3.17)
отличается от времени жизни мгновенных нейтронов на величину време-
ни запаздывания этой группы т31. Знак приблизительности равенства (3.17)
означает только то, что времена замедления мгновенных и запаздываю-
щих нейтронов неодинаковы (поскольку мгновенные нейтроны начинают
замедление с уровня энергии Е = 2,0 МэВ, а запаздывающие нейтроны
различных групп - с уровней, лежащих в пределах от 0,25 до 0,63 МэВ).
Величина среднего времени жизни поколения всех нейтронов (мгно-
венных и запаздывающих шести групп) принимается как средневзвешен-
ная величина, т. е. как сумма произведений времени жизни нейтронов
каждой группы на их эффективную долю выхода в общем балансе генера-
ции всех нейтронов:
153
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
I =1mh + L =^(1-Р3фф) + Х^ + Т^^Р5фф|- (3.18)
i=l
После раскрытия скобок под знаком суммы равенства (3.18) получается:
=^+ 21 Рэфф/ 'Тз.=^ + Рэфф1 Тз1 +Рэфф2 'Тз2 + •+Р5фф6 Т36, (3.19)
Т=1
или, с учетом, что т31 = 1/\,
6 В
I =z+ (3.20)
Подстановка в выражение (3.20) известных значений физических
констант распада предшественников (Рэфф, и X,) всех шести групп и ра-
нее указанного времени жизни мгновенных нейтронов в результате да-
ёт величину среднего времени жизни поколения тепловых нейтронов в
реакторе порядка вЮ’1 с, т. е.~ 0,1 с.
Сравнивая эту величину с результатом численного анализа решения
элементарного уравнения кинетики реактора, можно сделать вывод:
Наличие в активной зоне реактора небольшого (менее 0,7 %) ко-
личества запаздывающих нейтронов увеличивает величину среднего
времени жизни поколения нейтронов в реакторе по крайней мере на
три порядка величины, благодаря чему управление реактором стано-
вится принципиально возможным.
3.1.3. Период реактора, период удвоения мощности и их взаимосвязь
Периодом реактора при заданной величине реактивности называет-
ся величина
обратная величине показателя экспоненциала в решении элементар-
ного уравнения кинетики реактора n(t) = nr, ехр (зАэфф t /1).
Это название обусловлено тем, что, во-первых, эта величина имеет
размерность времени, а, во-вторых, само это название заимствовано из ма-
тематики, где период экспоненциальной функции является наиболее
наглядной её характеристикой.
Смысл этой величины применительно к рассматриваемому случаю
поясняется следующим образом. Решение элементарного уравнения кине-
тики реактора с учётом принятого обозначения периода имеет вид:
154
J. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОР ОВ
Л(0 t
— = ехр-, (3.22)
«о т
из которого следует, что за время t = Т величина плотности нейтронов в
реакторе изменяется в е ~ 2,718283 раз (при определённой постоянной ве-
личине, сообщённой реактору реактивности, или, что то же самое, при по-
стоянной величине избыточного коэффициента размножения 6А-,фф).
При положительной величине реактивности (р > 0) величина перио-
да реактора также имеет положительный знак, при отрицательной вели-
чине реактивности (р < 0) величина периода реактора отрицательна.
Период реактора является единственной характеристикой для чисто
экспоненциального переходного процесса n(t) в реакторе, позволяющей
оценивать интенсивность изменения плотности нейтронов или мощности
реактора, и при этом является измеряемой величиной. Чем выше величина
периода Т, тем интенсивнее происходит изменение мощности при сооб-
щении критическому реактору реактивности того или иного знака.
Величина периода определяется величиной сообщённой реактору
реактивности (или величиной 8£эфф). При относительно малых значениях
реактивности величина периода обратно пропорциональна величине реак-
тивности, причём коэффициентом пропорциональности
Г~- (3.23)
Р
служит величина среднего времени жизни поколения нейтронов в реакто-
ре /.
В переходных процессах n(t), которые в соответствии с решением
элементарного уравнения кинетики имеют чисто экспоненциальный вид,
величина Т при постоянной величине сообщённой критическому реактору
реактивности - есть величина постоянная в течение всего времени пере-
ходного процесса n(t). Величина среднего времени жизни поколения
нейтронов (I) - тоже предполагается величиной постоянной в любой мо-
мент времени переходного процесса.
Если построить любую из экспонент, получаемых из решения ЭУКР,
в полулогарифмической системе координат \n[n(t)] = f(t), то экспоненци-
альный процесс в такой системе координат изобразится прямыми линиями
с угловыми коэффициентами, равными величине обратного периода (1/7)
при любом знаке реактивности. Пара таких экспонент (возрастающая -
при р > 0 и убывающая - при р < 0) показана на рис. 3.5 и 3.6.
155
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫЕ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рис. 3.5. Изображения переходных процессов, вытекающих из решения элементарного урав-
нения кинетики реактора, в натуральной н полулогарифмической системах координат.
Из правого трафика следует, что величина, обратная периоду реактора, интерпретируется
тангенсом утла наклона к оси абсцисе прямой переходного процесса в полулогарифмических
координатах
Угловой коэффициент прямой линии - это тангенс угла наклона её к
оси абсцисс. В более общем случае, применительно к кривым линиям,
тангенс угла наклона касательной в точке кривой линии - интерпретиру-
ется как значение первой производной функции, описывающей эту ли-
нию, в этой точке.
Рис. 3.6. Переходные процессы в реальном реакторе при сообщении ему положительной (1),
нулевой (2) или отрицательной (3) реактивности постоянной величины, построенные
в натуральной и полулогарифмической системах координат. Наклон линий иа стадии
начального скачка является величиной переменной
Величина периода реактора примерно постоянна только в развитой
части переходного процесса, а на стадии начального скачка величина пе-
риода реактора переменна.
Величина периода реактора Т, являясь удобной аналитической ха-
рактеристикой интенсивности переходного процесса n(t) в реакторе, для
практика-оператора реакторной установки не очень удобна с точки зрения
её практического измерения.
"156
3. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХРЕАКТОРОВ
На практике используется другая характеристика, пропорциональная
величине периода реактора Г, которая называется периодом удвоения
мощности реактора (Л).
Период удвоения, как следует из его названия, представляет собой
время изменения нейтронной мощности реактора в два раза.
Взаимосвязь величин Т2 и Т (при одной и той же величине сообщае-
мой реактору реактивности р) вытекает из того же решения ЭУКР. Если в
него подставить значение t = Т2, то отношение п(Т?)/п0 = 2, т. е.
2 = ехр (Т2 / Т), или Т2 / Т = 1п 2 =а 0,693,
откуда следует, что
Т2 к 0,693 Т. или, наоборот, 3,44 Т2. (3.24)
Элементарное уравнение кинетики реактора дает возможность непо-
средственно измерять мгновенное значение периода реактора или периода
удвоения его мощности, а точнее, указывает путь к реализации периодомера
- прибора для измерения величины периода. Если в выражение элементар-
ного уравнения кинетики подставить величину периода реактора
Г = / /8/с,фф, то получается
откуда следует, что
т _
dn ' (3.26)
dt
Мгновенное значение величины периода реактора есть отношение
мгновенного значения нейтронной плотности к мгновенному значению
производной плотности нейтронов в реакторе.
In Г = In л(г) - ln(rfn / dt). (3.27)
Пейтронная мощность реактора измеряется с помощью ионизацион-
ных нейтронных камер (см. рис. 3.7). Величина электрического тока камер
пропорциональна величине измеряемой нейтронной мощности реактора
n(t). Из формулы (3.27) следует, что для измерения мгновенного значения
величины периода реактора T(t) выходной сигнал ионизационных камер
нужно:
- продифференцировать (в дифференцирующем блоке);
- подать сигналы, пропорциональные n(t) и dn/dt. на вход логариф-
мирующего усилителя, преобразующего натуральные их значения в лога-
рифмические;
157
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
- подать выходные сигналы с логарифмирующего усилителя на
суммирующее устройство, в котором получается сигнал, пропорциональ-
ный их разности (и пропорциональный величине логарифма периода реак-
тора Т);
- подать полученный сигнал на показывающий электроизмеритель-
ный прибор с логарифмической шкалой.
Ill (rfl/rfz)
Рис. 3.7. Принципиальная блок-схема измерителя периода удвоения мощности реактора
Указанное в схеме логарифмирование сигналов является вынужден-
ной мерой, поскольку в стационарном состоянии период реактора Т (и пе-
риод удвоения мощности 7?) имеют бесконечно большие величины, и в
натуральном масштабе индикация величины периода оказывается техни-
чески невозможной.
3.2. Кинетика реактора с учётом запаздывающих нейтронов
При анализе кинетики «холодного» реактора в точечно-
параметрическом приближении, как и ранее, считываем, что величина по-
ложительной или отрицательной реактивности первоначально сообщается
критическому реактору самым простым и жёстким образом - мгновенным
скачком (рис. 3.8).
Рие. 3.8. Мгновенный скачок положительной и отрицательной реактивности
158
3. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
В действительности реальному реактору таким образом сообщить
заданную величину реактивности невозможно: при ограниченной скоро-
сти перемещения органа СУЗ перемещение поглотителя всегда требует
определённого конечного времени, тем более короткого, чем выше ско-
рость линейного перемещения стержня-поглотителя. Но вследствие инер-
ционности металла кинематической схемы любого органа СУЗ процесс
сообщения реактивности критическому реактору всегда будет иметь более
«мягкий» (растянутый во времени) характер: на начальном участке пере-
мещения поглотителя требуется преодолеть инерцию покоя всего меха-
низма; на конечном участке, наоборот, инерцию движения, а на стадии
равномерного перемещения поглотителя (с постоянной скоростью) про-
цесс сообщения реактору реактивности имеет приблизительно линейный
характер (см. рис. 3.9).
Рассмотрение случая мгновенного скачка реактивности обусловлено
тем, что любые иные реальные способы воздействия на реактор более без-
опасны.
Рис. 3.9. Характер реального процесса сообщения реактору положительной и отрицательной
реактивности во времени за счёт перемещения подвижного стержня-поглотителя в реакторе
из критического положения
3.2.1. Система дифференциальных уравнений кинетики реактора
с учётом шести групп запаздывающих нейтронов
Плотность тепловых нейтронов, полученных в результате замедле-
ния в любом объёме активной зоны в любой момент времени, всегда равна
сумме плотностей тепловых нейтронов, полученных в результате замед-
ления мгновенных и запаздывающих нейтронов:
«(О = пмн(0 + лзи(/)- (3.28)
159
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Так как производная суммы двух функций одного аргумента равна
сумме их производных, то
dn /dt - dn,,M /dt + dn-iH /dt. (3.29)
На основе этого равенства и построен вывод первого из системы
дифференциальных уравнений кинетики реактора - уравнения скорости
изменения плотности нейтронов в реакторе.
Дифференциальное уравнение скорости изменения плотности
нейтронов
Величину эффективного коэффициента размножения нейтронов в
реакторе можно представить как сумму двух слагаемых, каждое из кото-
рых отдельно ответственно за размножение мгновенных и запаздывающих
нейтронов:
&эфф &эфф ^эфф рэфф + ^эффРэфф
^эфф (1 рэфф) + ^эффрэфф — &эффм + ^эффэ»
(3.30)
где произведение эффективного коэффициента размножения на долю вы-
хода мгновенных нейтронов
&эффм ^эфф (1 рэфф) (3.31)
называется коэффициентом размножения на мгновенных нейтронах,
а произведение эффективного коэффициента размножения на эффектив-
ную долю выхода запаздывающих нейтронов
&эффэ ^эфф Рэфф
(3.32)
называется коэффициентом размножения на запаздывающих нейтронах.
Величина рЭфф в обоих случаях - это суммарная эффективная доля
выхода запаздывающих нейтронов всех групп (рассматривается прибли-
жение с шестью группами запаздывающих нейтронов).
Аналогично понятию избыточного коэффициента размножения
(5АЭФФ = ^эфф-1) вводится понятие избыточного коэффициента размножения
на мгновенных нейтронах, величина которого будет равна:
б^эффм ^эффм 1 ^эфф (1 рэфф) 1
^эфф 1 ^эффРэфф б^эфф ^-эффРэфф s р ~ Рэфф;
(3.33)
так как при ~ 1 величина 6А-,фф ~ р, а АэффРэфф ~ рЭфф-
Рассмотрение размножения на мгновенных нейтронах даёт возмож-
ность первое слагаемое правой части выражения (3,33) записать, исполь-
зуя элементарное уравнение кинетики реактора, в котором следует произве-
сти лишь формальную замену: вместо - подставить величину «
« р - рэфф, а вместо среднего времени жизни поколения нейтронов подста-
вить I - время жизни мгновенных нейтронов
160
J. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
^=LJW„(0. (3.34)
Второе слагаемое в правой части выражения (3.33) - скорость изме-
нения плотности тепловых нейтронов, полученных в результате замедления
запаздывающих нейтронов dnm /dt. Эта величина находится из следующих
рассуждений.
Предположим, что реальпая концентрация ядер-предшественников
запаздывающих нейтронов г-й группы в рассматриваемый момент време-
ни равна Ct. Это означает, что в единичном объёме активной зоны будет
происходить [3-распад этих предшественников со скоростью Х,,С, (где А, - по-
стоянная 0-распада предшественников У-й группы). Это, в свою очередь,
означает, что в этом единичном объёме ежесекундно будут образовываться
ядер-излучателей запаздывающих нейтронов этой группы, а поскольку
каждое ядро-излучатель практически без запаздывания испускает один за-
паздывающий нейтрон, величина Х,,С; является ещё и мгновенным значением
скорости образования быстрых запаздывающих нейтронов г’-й группы.
Если бы эти быстрые запаздывающие нейтроны со стопроцентной
вероятностью избегали утечки и резонансного захвата при замедлении, то
в каждом единичном объёме активной зоны в среднем из них ежесекундно
рождалось бы столько же тепловых нейтронов, но если учесть, что из
всех их только (р5<р)-я часть остаётся в активной зоне, то фактически в
каждом единичном объеме активной зоны ежесекундно будет рождаться
тепловых нейтронов, получаемых из запаздывающих нейтронов У-й группы.
Общая же скорость генерации тепловых нейтронов из запаздываю-
щих нейтронов всех шести групп будет равна
Ли 6 6
^ = 2ХЛф = ргсМ (3.35)
где обозначенная малым символом величина
с,(у) = С,р3ф (3.36)
называется эффективной концентрацией предшественников i-й группы.
Эта величина, имеет смысл некоторой условной эквивалентной концен-
трации тех же предшественников, из которых ежесекундно получалось бы
реальное количество тепловых запаздывающих нейтронов У-й группы в
случае, когда утечка и резонансный захват замедляющихся нейтронов в
реакторе отсутствовали бы.
161
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Таким образом, с учётом выражений (3.35) и (3.36) исходное уравне-
ние для скорости изменения плотности нейтронов в реакторе приобретает
вид:
~ (3.37)
Это уравнение является неопределённым, так как кроме основной
неизвестной функции n(t) оно содержит еще шесть неизвестных функций
- временных зависимостей эффективных концентраций предшественни-
ков запаздывающих нейтронов всех шести групп. Поэтому для того, что-
бы получить конкретное решение, необходимо замкнуть систему,
т. е. присоединить ещё как минимум шесть дифференциальных уравне-
ний, в которых функции c/t) фигурировали бы независимым от уравнения
(3.37) образом.
Дифференциальные уравнения скоростей изменения эффективных
концентраций предшественников запаздывающих нейтронов шести групп
Вид этих шести уравнений одинаков:
= (скорость генерации предшественников / п группы)—(скорость их Р*распада). (3.38)
Первое слагаемое правой части выражений (3.38) получается из
следующих рассуждений.
Если n(t) — средняя по объёму активной зоны плотность тепловых
нейтронов в некоторый произвольный момент времени t, то через проме-
жуток времени, равный среднему времени жизни поколения мгновенных
нейтронов /, плотность нейтронов станет равной k^n(t) (что следует из
определения эффективного коэффициента размножения /с,фф).
Эти тепловые нейтроны очередного поколения получены в результа-
те замедления быстрых нейтронов, исходное число которых в единичном
объёме активной зоны было равно
Аэфф-«/(рз-<р),
т. е. рождались эти нейтроны со средней скоростью
£эфф'«/(Рз'фО
в каждом см3 активной зоны за 1 с. Но среди всех этих быстрых нейтронов
P.-я часть рождались как запаздывающие нейтроны г-й группы, а так как
каждый запаздывающий нейтрон г-й группы испускался одним излучате-
лем, а каждый излучатель получался в результате p-распада одного пред-
шественника г-й группы, то из этого следует, что скорость генерации
предшественников г-й группы составляет
^ЭффЛ Рэффг /(рзфО ядер/см3 с.
Такова величина первого слагаемого правой части логического
уравнения (3.38).
162
J. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Второе слагаемое определяется проще: в соответствии с известным за-
коном радиоактивного распада скорость p-распада предшественников Лй
группы определяется только наличной в данный момент времени концен-
трацией их Ci, т. е. равна КС.
Поэтому искомое дифференциальное уравнение для скорости изме-
нения действительной концентрации предшественников :-й группы будет
иметь вид:
= (3.39)
dt д3<р/ х
Использование формулы (3.37) и переход к эффективным концен-
трациям предшественников любой группы (к^ = 1) приводит к уравнению:
= Ё2*и(О_31С'(О- (3.40)
dt I
Таким образом полная замкнутая система семи дифференциальных
уравнений кинетики реактора с учётом запаздывающих нейтронов имеет вид:
W? I у_|
-^(0, 1=1, 2, ... , 6.
3.41)
3.2.2. Решение системы дифференциальных уравнений кинетики
Одинаковый вид всех дифференциальных уравнений кинетики под-
сказывает, что их решения можно найти в форме выражений:
п(О = по.ехрр (3.42)
и
Q(0 = Cf0-expf~l
(3.43)
где по и ci0 - соответственно величины плотности нейтронов и эффектив-
ной концентрации предшественников запаздывающих нейтронов
i-й группы в момент времени t = 0, когда реактор перед сообщением ему
реактивности был ещё критичен.
Так как эти выражения являются решениями системы уравнений ки-
нетики (3.41), то подстановка их самих и их производных:
163
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
t 1 «(0.
rj T '
dn
dt
no
"exp
(3-44)
rfC,.
dt
ci0 (n C/(0
- —exp — = —
T \T) T
(3.45)
в исходную систему уравнений должна обратить последние в тождества.
В этих выражениях параметр Т имеет физический смысл периода со-
ответствующих экспоненциальных процессов.
Далее записи функции n(t) и C;(z I будем кратко обозначать п и Q,
Подставим вначале выражение (3.45) только в левую часть 2-го
уравнения системы (3.41):
т i '
откуда
РЭфФ>-Г-я
/(i+V)'
(3.46)
Далее выражения (3.46) и (3.44) подставляются в первое уравнение
системы (3.41);
Я _ P-Рэфф п ! у ^Рэфф/. п
т I “Г 1+\т Г
Умножив обе части полученного равенства на (Z / и), получаем:
(3.47)
Если учесть, что
6
Рэффг Рэфф?
1=1
то, объединив две суммы в правой части (3.47) в одну и приведя выраже-
ние под знаком суммы к общему знаменателю, несложно получить;
Уравнение (3.48) называется уравнением обратных часов.
При выводе уравнения обратных часов было принято одно допуще-
ние: предполагалось, что величина эффективного коэффициента размно-
жения &эфф очень мало отличается от единицы, в связи с чем допускалось,
что р ~ б^эфф. Это допущение незначительно влияет на точность решения и
не меняет качественного характера решения системы дифференциальных
уравнений кинетики реактора, но даёт возможность при этом значительно
сократить объём математических преобразований при выводе уравнения
обратных часов.
164
J. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Более точное выражение для уравнения обратных часов:
р=—+—(3 49)
Т+1 Т+1&1+\Т 1 ‘ }
Уравнение обратных часов является очень важным для анализа ре-
шений системы дифференциальных уравнений кинетики реактора и для
практической деятельности оператора реакторной установки.
3.2.3. Уравнение обратных часов
Уравнение обратных часов является характеристическим уравнени-
ем системы дифференциальных уравнений кинетики реактора. Развёрну-
тый вид уравнения обратных часов:
р- Рафф! ! t РэффЗ | Рэфф4 ! | Рэффб ,,
т i+k.r i+vr i+x.r i + k4r 1+х5г 1+V 1 )
свидетельствует о том, что это - система семи алгебраических уравнений.
Решение уравнения обратных часов должно иметь семь корней.
Величины и знаки корней характеристического уравнения опреде-
ляют вид решения дифференциальных уравнений. В частности, если ха-
рактеристическое уравнение имеет действительные корни, то решение
дифференциального уравнения (или системы дифференциальных уравне-
ний) имеет экспоненциальный вид.
Экспоненциальное решение для дифференциального уравнения из-
менения плотности нейтронов находится в виде одной экспоненты -
n(t) = «о ехр(?/77.
Если уравнение обратных часов имеет семь корней, то общее реше-
ние системы дифференциальных уравнений кинетики реактора будет
представлять собой сумму семи экспонент, показатели которых опреде-
ляются величинами этих семи корней уравнения обратных часов:
я(1) = А)ехр^ + А1ехр^ + Агеяр^ + А3еяр^ + А4еяр^ + А5ехр^ + А6ехр^г, (3.51)
*0 *1 *2 ^3 *4 **6 ^6
или в более краткой форме:
t у t
n(t) = Ло ехр — + £ Д ехр —, (3.52)
^0 Ml
где То, Ti, Т2, ... , Т6 - значения семи корней уравнения обратных ча-
сов, аА0, Ai, А2, ... , Ао - величины постоянных интегрирования, находи-
мые путём подстановки в общее решение уравнения (3.50) конкретных
начальных условий.
Решение в графическом виде представлено на рис. 3.10.
165
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рис. 3.10. График зависпмости корней уравнения обратных часов при положительных
и отрицательных реактивностях разной величины
На этом графике показано решение уравнения обратных часов в за-
висимости не от величины самого периода Т, а от обратной ему величины
1/Т: так удобнее выполнять решение уравнения аналитически.
Функция р = f (\/Т) имеет шесть точек разрыва (второго рода), и
именно благодаря этой разрывности отдельные корни уравнения обратных
часов отображаются на графике достаточно наглядно: области изменения
каждого из семи корней по оси 1/Т лежат между соответствующими точ-
ками разрыва; например, нулевой обратный корень l/То лежит правее пер-
вой точки разрыва Г-Л]), первый обратный корень 1/Т] - между первой и
второй точками разрыва (-Х] и -к2), второй обратный корень \/Т2 - между
второй и третьей точками разрыва (-Х2 и -Х3 ) и так далее; значения по-
следнего, седьмого, обратного корня I/T7 - располагаются левее послед-
ней, шестой, точки разрыва (-АД
При этом знаки всех семи корней уравнения обратных часов опреде-
ляются самым наглядным образом: в точках пересечения соответствую-
щих участков графика с горизонтальной прямой, отсекающей на оси ор-
динат рассматриваемое значение реактивности р.
Из графика видно, что если величина сообщаемой реактору реактив-
ности положительна, то нулевой обратный корень 1/Т0, а значит, и сам ко-
рень То, положителен (т. к. располагается в правой полуплоскости, правее
оси О - р). Остальные шесть корней (T^Tf,} уравнения обратных часов от-
рицательны (лежат в левой полуплоскости). Если же величина сообщае-
мой реактору реактивности отрицательна, то все семь корней уравнения
обратных часов отрицательны (лежат в левой, отрицательной, полуплос-
кости). Величины самих корней, определяются только величиной сообща-
емой реактору реактивности р.
166
Л КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
3.2.4. Мгновенная критичность реактора
Мгновенная критичность реактора - источник ядерной опасности.
Коэффициент размножения на мгновенных нейтронах
^эффм — ^эфф(7 рэфф^- (3.53)
Смысл этого понятия тот же, что и у эффективного коэффициента
размножения, только применительно к одним мгновенным нейтронам: от-
ношение количеств мгновенных нейтронов рассматриваемого и непосред-
ственно предшествующего ему поколений.
Мгновенной критичностью реактора называют его состояние, в ко-
тором он критичен на одних мгновенных нейтронах.
Очевидным условием мгновенной критичности реактора является
условие:
^эффм С
а мгновенной надкритичности - условие: £ЭффМ > 1. Общий же случай
состояния реактора, когда он критичен или надкритичен на одних мгно-
венных нейтронах, выразится неравенством:
&эффм — (3,54)
Подставляя в уравнение (3.54) выражение (3.53), имеем следующее:
^эфф(1 — Рэфф) - Ъ
ИЛИ
ИЛИ
Но поскольку величина 1 - (1/Аэфф) = Р (реактивность реактора), то
условием возникновения мгновенной критичности или надкритичности в
реакторе будет:
р > Рафф- (3.55)
Реактор переходит в состояние мгновенной критичности тогда,
когда ему сообщается положительная реактивность величиной, большей
или равной величины эффективной доли выхода запаздывающих нейтро-
нов.
Понятие мгновенной критичности реактора является основой для
понимания специфической для реакторных установок физической опасно-
сти - опасности возникновения неуправляемого увеличения мощности ре-
актора при сообщении ему больших положительных реактивностей.
167
атожь:е электростанции с pea крорами на быстрых нейтронах с на триевым теплоносителем
Проблема обеспечения ядерной безопасности является самой важной
проблемой эксплуатации ядерных энергетических установок. Она накла-
дывает свой отпечаток на все стороны процесса эксплуатации реакторных
установок: транспортировка и загрузка в активную зону реактора ядерно-
го топлива, физический пуск реактора, эксплуатационные пуски, режимы
работы реактора на мощности, останов реактора, перезарядка активной
зоны и многое другое.
Основное ограничение, на базе которого формулируется обеспече-
ние ядерной безопасности, вытекает из требования:
Ни при каких обстоятельствах реактору не должна сообщаться
положительная реактивность, близкая к величине эффективной доли за-
паздывающих нейтронов.
Положительные реактивности, сравнимые по величине с эффек-
тивной долей выхода запаздывающих нейтронов в реакторе - большие
реактивности. Реактивности, меньшие величины по крайней мере на
порядок, - малые реактивности.
Величина реактивности реактора, численно равная эффективной доле
выхода запаздывающих нейтронов в нём, может служить в качестве есте-
ственной и удобной единицы измерения реактивности для любых реакторов.
3.2.5. Единицы реактивности
Исходя из определения реактивности как отношения избыточного
коэффициента размножения к полному значению коэффициента размно-
жения, получим, что значение реактивности всегда представляет собой
положительное илн отрицательное число, по абсолютному значению
меньше единицы:
р = ±-s
^эфф
а единица реактивности:
Д t
Т
Как всякую относительную величину, реактивность можно выражать
и в процентах:
(3.58)
или
At
%—. (3.59)
(3.56)
(3-57)
р = ± —.100%,
£
168
J. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХРЕАКТОРОВ
Так как безопасной скорости изменения мощности соответствует ре-
активность, примерно равная одной тысячной, то единицей измерения ре-
активности будет тысячная доля:
1 т.д. = 103 = 0,1-102 = 0,1 %.
Из формулы «обратных часов» можно вывести единицу реактивно-
сти - обратный час - это реактивность, при которой установившийся пе-
риод реактора равен 1 часу.
На практике измерений встречается также единица реактивности -
линейный сантиметр - реактивность, соответствующая перемещению
стержня автоматического регулирования данного реактора в области ли-
нейной части его интегральной характеристики на 1 см
1 см PC.
Ввиду исключительной важности обеспечения условий ядерной без-
опасности реактора удобно в основу выбора единицы измерения реактив-
ности положить значение реактивности, соответствующее значению
мгновенной критичности реактора:
Р ~ Рэфф-
Эту единицу иногда называют доллар, сотая часть доллара называет-
ся центом (1 дол. =100 цент).
Связь реактивности, выраженной в р (долларах), и реактивности,
u Лк
выраженной в — , выглядит так:
Рлл/
Рэфф
33. Понятия общего и оиеративиого запаса реактивности реактора
Энергетический ядерный реактор создаётся для работы на расчётной
(номинальной) мощности в течение довольно длительного времени, назы-
ваемого кампанией реактора. Это означает, что в течение всей кампании
реактор должен оставаться критичным. При создании первого критиче-
ского состояния реактора активную зону реактора постепенно заполняют
тепловыделяющими сборками до тех пор, пока в ней не начнётся само-
поддерживающаяся цепная реакция деления. В этом случае говорят, что в
активной зоне набрана первая критическая масса.
Как только небольшая часть загруженного топлива будет истрачена
на деления и на месте разделившихся ядер появятся осколки деления (они
являются в разной степени поглотителями нейтронов), - реактор станет
подкритическим и остановится.
Для длительной работы реактора необходимо загружать в его актив-
ную зону топливо сверх критического его количества. Но при загрузке в
активную зону сверхкритического количества топлива реактору будет со-
169
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
общена положительная реактивность величиной рэфф » 0,0064 - реактор
станет неуправляемым. Поэтому загружать сверхкритическое количество
топлива в реактор следует с одновременной загрузкой в активную зону
компенсирующих поглотителей, которые потому так и названы, что слу-
жат для компенсации возникающей положительной реактивности при за-
грузке в активную зону топлива сверх критического его количества. Не-
важно, каким будет этот компенсирующий поглотитель (подвижные
группы стержней, неподвижно размещаемые в активной зоне твёрдые
стержни с выгорающим поглотителем или борная кислота, добавляемая в
воду первого контура), но процесс загрузки сверхкритического количества
топлива в активную зону всегда должен сопровождаться синхронным вве-
дением в активную зону соответствующих количеств компенсирующих
поглотителей.
Таким образом загрузка в активную зону сверхкритического количе-
ства ядерного топлива приводит к возникновению положительной реак-
тивности, которая сразу же должна подавляться компенсирующими по-
глотителями.
Общий запас реактивности реактора - это та величина положи-
тельной реактивности, которая создаётся за счёт загрузки в активную
зону сверхкритического количества ядерного топлива и одновременно
нейтрализуется введением в активную зону компенсирующих поглоти-
телей и предназначается для обеспечения требуемой кампании реактора.
Другими словами, общий запас реактивности - это та величина по-
ложительной реактивности, которая могла бы быть высвобождена сразу
при мысленном удалении из активной зоны всех компенсирующих погло-
тителей.
Общий запас реактивности реактора нужен для поддержания реакто-
ра в критическом состоянии при работе его на постоянном уровне мощно-
сти в течение всей кампании и для компенсации потерь реактивности ре-
актора в процессе его работы.
Некоторые процессы в реакторе протекают очень быстро и требуют
столь же быстрых мер по компенсации возникающих изменений реактив-
ности. Следовательно, в величине общего запаса реактивности должна
быть такая его часть, которая позволяла бы оператору (или системе авто-
матики) быстро реагировать на любые быстропротекающие изменения ре-
активности реактора и компенсировать их с целью поддержания критиче-
ского режима работы реактора на заданном уровне мощности.
Часть общего запаса реактивности, компенсируемая одними по-
движными поглотителями в реакторе, называется оперативным запасом
реактивности.
170
3. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Оперативной эта часть общего запаса реактивности названа, во-
первых, потому, что она находится в распоряжении оператора реактор-
ной установки (перемещением стержней-поглотителей в активной зоне
занимается оператор), а, во-вторых, потому, что эти перемещения погло-
тителей могут производиться достаточно быстро (оперативно), что и
обеспечивает быструю компенсацию изменений реактивности реактора в
некоторых переходных процессах.
Величина общего запаса реактивности в продолжение всей кампании
активпой зоны реактора уменыдается, но в любой момент кампании она
складывается из оперативного запаса реактивности и запасов реактивно-
сти, компенсируемых неподвижными (выгорающими) поглотителями и
жидким поглотителем (борной кислотой в воде, содержащейся в объёме
активной зоны реактора ВВЭР):
р3о6щ(/) = рЛО + рГ(0 + р3ж(0 (3.60)
Большой оперативный запас реактивности позволяет скомпенсиро-
вать большие режимные потери реактивности в быстропротекающих пе-
реходных процессах (и, наоборот, большие режимные высвобождения ре-
активности).
С другой стороны, большой (в несколько рЭфф) оперативный запас
реактивности, случайно высвобожденный в результате ошибки оператора,
является источником ядерной опасности.
Большой оперативный запас реактивности - это еще и большое чис-
ло подвижных поглотителей в активной зоне, перемещение которых в
пределах активной зоны вызывает большие изменения неравномерности
нейтронного поля (и поля энерговыделения) в объёме активной зоны, что
в конечном счёте скажется на экономичности энергоблока в процессе
кампании.
Большое количество подвижных поглотителей требует большого ко-
личества и повышения мощности сервоприводов для их групп.
В отечественных реакторах типа ВВЭР введено борное регулирова-
ние, позволяющее величину оперативного запаса реактивности постоянно
поддерживать в пределах, гарантирующих ядерную безопасность реакто-
ра. В режимах нормальной эксплуатации в активную зону частично опу-
щена только регулирующая группа с физическим весом, меньшим величи-
ны Рэфф, остальные девять групп поглотителей полностью извлечены из
активной зоны; остальная часть общего запаса реактивности компенсиру-
ется выгорающими поглотителями (где они есть) и, главным образом,
борпой кислотой в теплоносителе. К тому же, введение или выведение
борной кислоты в воду первого контура практически не изменяет форму
171
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
нейтронного поля в реакторе, поскольку она в объёме активной зоны рас-
пределяется равномерно.
Величины и общего и оперативного запасов реактивности в процессе
эксплуатации разных типов реакторов изменяются благодаря изменениям
потерь реактивности в следующих физических процессах:
• выгорание ядерного топлива - процесс непрерывной убыли коли-
чества ядерного топлива вследствие поглощения его ядрами нейтронов;
выгорание приводит к снижению запаса реактивности;
• шлакование ядерного топлива - процесс накопления в работаю-
щем реакторе стабильных и долгоживущих продуктов деления, участву-
ющих в непроизводительном поглощении нейтронов и, тем самым, сни-
жающих запас реактивности;
• воспроизводство ядерного топлива - процесс образования и
накопления в работающем реакторе новых типов делящихся ядер, сразу
же включающихся в общий цикл размножения нейтронов и, тем самым,
повышающих общий запас реактивности;
• выгорание выгорающих поглотителей - процесс медленного уни-
чтожения первоначально загружаемых в активную зону неподвижных по-
глотителей за счёт поглощения ими тепловых нейтронов, приводящий к
образованию на их месте слабо поглощающих продуктов, вследствие чего
запас реактивности высвобождается;
• отравление реактора - процесс образования в работающем реак-
торе короткоживущих продуктов деления, участвующих в непроизводи-
тельном захвате нейтронов и, тем самым, понижающих запас реактивно-
сти при их накоплении и повышающих его при их распаде;
• изменение концентрации борной кислоты в воде первого контура
- из одного названия можно понять, что увеличение концентрации борной
кислоты ведёт к понижению запаса реактивности, а уменьшение - наобо-
рот - к его высвобождению;
• температурные изменения реактивности - при отрицательных
температурных коэффициентах реактивности топлива и теплоносителя
повышение температур этих элементов ведёт к понижению запаса реактив-
ности, а понижение температур - к высвобождению запаса реактивности.
172
J. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
3.4. Выгорание и воспроизводство ядерного топлива в реакторе
на быстрых нейтронах
3.4.1. Выгорание
Выгорание — это процесс превращения ядер делящегося вещества в
ядра неделящихся веществ, вследствие процесса деления или захвата
нейтрона.
Любое убывание количества ядерного топлива в процессе работы
реактора можно назвать выгоранием.
Для получения энергии в 1 МВт-сутки требуется разделить:
1 / 3,7-10'22 ^2,7-1021 ядер.
Поскольку кроме деления ещё имеет место процесс радиационного
захвата нейтронов, то требуется учесть ещё и этот процесс. Для этого вве-
дена величина а = <т. /<rf (доля нейтронов, подвергшихся радиационному
захвату).
Чтобы получить энергию в 1 МВтсутки, необходимо «сжечь» в
(1+а) раз больше, т. е. 2,7-1021-(1+а) ядер.
Если пересчитать требуемое количество топлива в граммах, то полу-
чим:
(3.61)
2,7-1021 •(! + «)• Л
6,02-Ю23 Г’
где Л - атомный вес изотопа; 6,02-1023 - число Авогадро (Na).
Требуемое количество топлива определяется как типом изотопа, так
и спектром нейтронов деления (поскольку величина а зависит и от типа
нуклида, и от спектра нейтронов (табл. 3.3).
Таблица 3.3
Величина а = ст. /of в зависимости от энергии нейтронов разных изотопов
Изотоп Энергия, кэВ
25-10'6 0,1 1 10 30 100 250 900
и и 0,12 0,12 - - 0,15 0,05 0,04 «0
-и 0,17 0,52 0,48 0,35 0,35 0,13 0,12 0,08
0,42 0,72 0,6 0,43 0,45 0,18 - -
Масса выгоревшего урана U-235 для получения 1МВт-сутки будет
равна:
173
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
2,7-235-(1 + а) , пс ,, .
т?Г = —------——- «1,05 • (1 + а)
и 6,02-1023
(3.62)
Если в качестве топлива используется Ри-239, то масса выгоревшего
топлива будет равна:
2,7-239 (! + «) , ч
”С=—6^240^" ’() Г‘ (W)
Общее количество выгоревшего топлива щВЬ|Г будет равно сумме ко-
личества разделившегося топлива и сгоревшего в результате радиацион-
ного захвата:
Л1ВЫГ “ ^дел + (3.64)
где л?дел - количество разделившегося топлива; т-. - количество топлива,
сгоревшего в результате радиационного захвата.
Скорость выгорания топлива ,г/ч, определяется величиной:
Для определения эффективности использования ядерного топлива в
реакторе вводится величина - глубина выгорания.
Глубина выгорания - количество энергии, выделяемой единицей
массы топлива, загруженного в ядерный реактор, за время его пребывания
в активной зоне. Глубина выгорания определяется выражением:
5 = -^-
N t МВт сут
/«топ L кг
Л1
МВт
I [су/пкн],
(3.66)
где Р„ ----— энергонапряженность ядерного топлива. (3.67)
^топ
Глубину выгорания можно определить как количество разделивших-
ся ядер, отнесенное к полному первоначальному количеству тяжелых ядер
(торий, уран, трансурановые элементы). Это относительная характеристи-
ка и имеет размерность - проценты выгоревших тяжелых ядер (% т.я.).
Обе единицы связаны между собой. Коэффициент перехода от 1 % т. я.
к МВт-сут/кг может быть определен точно, если задано количество энер-
гии, выделяемое при одном акте деления. Известно, что последнее зависит
от делящегося нуклида и, хотя и слабо, от энергии нейтрона, вызывающе-
го деление. Кроме того, количество ядер в одном килограмме топлива за-
висит от нуклидного состава топлива. Поэтому данный коэффициент пе-
ревода 1 % т. я. в МВт-сут/кг зависит от типа реактора. Если считать, что
при одном акте деления выделяется энергия 200 МэВ и что средняя атомная
174
3. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
масса топлива равна 238, то выгоранию 1 % т. я. соответствует
9,34 МВт-сут/кг, или выгоранию 1 МВт-сут/кг соответствует 0,107 % т. я.
Кроме указанных выше единиц, для глубины выгорания использу-
ются величины:
• Отношение массы выгоревшего делящегося изотопа (например,
U-235) - тныг> кг, к массе загруженного горючего тгор, кг,
Bi = Швы? / »irop [кг/т]; (3,68)
• - отношение массы выгоревшего делящегося изотопа (напри-
мер, WU) - mHBir, кг, к массе загруженного делящегося изотопа
fHu-235, КГ
Bi = (твыг / ти.235)-100 %. (3.69)
• - отношение массы выгоревшего делящегося изотопа (например,
U-235) - твыг, кг, к массе всех делящихся изотопов ти-235+ри-239,
кг
В3 = (тВЬ|Г / ти-ззз+ри-гзэНОО %. (3,70)
3.4.2. Воспроизводство
В качестве основного делящегося материала для реакции деления,
происходящей в реакторе, может быть взят один из четно-нечетных нук-
лидов (как наиболее неустойчивый) урана или плутония. Практически вы-
бор ограничивается тремя изотопами: 233U, 235U, 239Pu,
Воспроизводство делящихся ядер в реакторе можно реализовать, ес-
ли скорость накопления ядер 239Ри (или 233U) будет выше скорости их ис-
чезновения.
Воспроизводиться в реакторе в значительном количестве могут
только 233U и 239Ри,
Первый образуется из тория 232Th последовательными JV-распадами
(так называемый ториевый цикл):
222Th+J»^2»Th 23-5™ >2”ра 274 ^>^и. (3.71)
Второй образуется из урана U-238 также последовательными
Р'-распадами (так называемый урановый или плутониевый цикл):
2J8tt . , 239тт 23,5 мин 239ХТ„ 2-3 СУТ у239О11
Если сжигается и воспроизводится в основном один делящийся нук-
лид, то топливный цикл реактора может быть замкнутым, поскольку ре-
актор снабжает себя тем же горючим.
175
атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
Особым случаем является ситуация, когда в замкнутом цикле вос-
производится больше горючего, чем сжигается. Такой реактор называют
размножителем.
В том случае, когда сжигается один делящийся нуклид, а воспроиз-
водится другой, считается, что реактор работает в режиме конвертера или
переработчика.
Возможны несколько типов конвертеров. Однако, в настоящее время
наиболее распространен режим переработчика, в котором сжигается
U-235, а нарабатывается Ри-239.
Ресурсы урана и тория на Земле сравнимы друг с другом, поэтому
урановый и ториевый циклы заслуживают примерно одинакового разви-
тия. Тем не менее в настоящее время более разработана технология урапо-
вого цикла. Развитие реакторов на быстрых нейтронах в основном ориен-
тируется именно на урановый цикл. Главная причина этого заключается в
том, что нейтронный баланс в реакторе на быстрых нейтронах получается
наиболее благоприятным в отношении воспроизводства ядерного горюче-
го при работе на 239Ри.
Для реактора на быстрых нейтронах ториевый цикл в чистом виде
имеет следующие недостатки:
• среднее сечение деления 232Th в спектре активной зоны суще-
ственно меньше, чем сечение деления 238U, поэтому ухудшает-
ся энергетическое использование сырьевого нуклида;
• в интенсивном потоке нейтронов активной зоны реактора на
быстрых нейтронах скорость распада промежуточного ядра
233Ра оказывается сравнимой со скоростью поглощения
нейтронов этим ядром, а это приводит к выгоранию 233Ра и
ухудшению воспроизводства.
Степень воспроизводства ядерного топлива принято характеризовать
коэффициентом воспроизводства - КВ. Коэффициент воспроизводства
может быть определен как отношение скорости накопления основного де-
лящегося нуклида к его же скорости выгорания.
На практике используется формула:
наработка вторичного горючего
сжигание исходного горючего '
Воспроизводство ядерного горючего в режиме конвертера определя-
ется величиной, называемой коэффициентом конверсии КК, определение
которого совпадает по форме с вышеприведённым выражением КВ, но
при этом должно подразумеваться, что из ядерного сырья получается де-
лящийся нуклид, отличный от основного сжигаемого в активной зоне ре-
актора. Для переработчика, работающего в режиме сжигания 235U, а выра-
176
3. КИНЕТИКА ТЩЕТНЫХ РЕАКТОРОВ
батывающего 239Ри коэффициент конверсии КК обычно называют плуто-
ниевым коэффициентом ПК, который по определению равен
ПК~
(N™+N™)
(3-74)
где Nf - количество ядерного горючего, подвергнутого делению; N, - ко-
личество ядерного горючего, подвергнутого захвату; 235, 238, 239 - ин-
дексы, обозначающие изотоп горючего.
Другими словами, в числителе обозначено количество образующего-
ся плутония 239Ри из урана 23BU - (23BZVy), за вычетом количества плутония,
которое подверглось захвату нейтрона с образованием высших нуклидов -
(239jVt) и разделившемуся -(23\У)<. а в знаменателе количество разделивше-
гося урана-23 5 - (235Л)-) и захватившего нейтрон - (235ДГу).
Коэффициенты конверсии (плутониевый коэффициент в том числе)
не могут полностью характеризовать эффективность воспроизводства
ядерного горючего в реакторе, так как физическая ценность сжигаемого
горючего и производимого вновь в общем случае различна.
Определим накопление 239Ри в ядерном реакторе (без учёта его деле-
ния в процессе работы):
д-д _ ^235 . W239
Л239 m23i
Тогда
_ КВ A2W - m2if
“ А
Л235
где т235 = 1,05-(1+о.) -N-t.
Или
(3.75)
(3.76)
лгри.2Э9 -1,068 (1 +а) КВ-N-t(сутки)[грамм]. (3.77)
После остановки ядерного реактора происходит временное увеличе-
ние концентрации Ри239, обусловленной распадом образовавшегося к мо-
менту останова нептуния Np.
М» (0 = AU 0 - е'4'') ядер/см3, (3.78)
где N0- рц - максимальная концентрация плутония после останова ре-
актора; Ххр - постоянная распада нептуния.
Универсальной технико-экономической характеристикой реактора
на быстрых нейтронах является время удвоения топлива, т. е. время, за ко-
торое реактор нарабатывает такое количество топлива, которое будет
доетаточно для эксплуатации нового ядерного реактора.
177
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ МА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
3.4.3. Кампания реактора
Продолжительность работы ядерного реактора на номинальной
мощности jVH0M без перегрузки называется кампанией реактора (или мик-
рокампанией) Тдр.
Время пребывания топлива в ядерном реакторе в пересчёте на номи-
нальную мощность JVHOM в течение полного цикла с учётом п частичных
перегрузок до получения максимальной глубины выгорания называется
кампанией топлива тт
тт = п-Тя!’- (3.79)
Если перегружается сразу всё топливо, то
Тт = Тяр.
Номинальная мощность jVhom - это наибольшая мощность, на кото-
рую рассчитаны все характеристики ядерной энергетической установки.
Единицей измерения кампании является величина эффективные
сутки - т3фф - это время работы реактора в течение одних суток на номи-
нальной мощности.
Если
(3.80)
где N, - уровни мощности, на которых работал реактор; т; - время
работы реактора на уровне мощности JV,- ,
Тогда;
(3.81)
пом f
Загрузка реактора рассчитана на определённое количество часов ра-
боты реактора, выраженное в эффективных сутках. Очевидно, что если
реактор работает на пониженной мощности, то количество фактических
суток работы не равно количеству эффективных суток (оно будет больше
количества эффективных суток). Знак суммы в вышеприведённой форму-
ле стоит на тот случай, если реактор в течение кампании некоторое время
работает на разных уровнях мощности.
Полное количество тепловой энергии, произведённое за календар-
ный период эксплуатации ядерного реактора, называется энерговыработ-
кой и определяется по формуле
2^^-Цмвт.ч] = , (3.82)
где (Эном - номинальная энерговыработка.
778
J. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХРЕАКТОРОВ
Энергозапасом называется величина энерговыработки реактора от
начала его эксплуатации до исчерпания запаса реактивности при работе на
мощности, равной номинальной. Если перегрузка топлива не полная, под
энергозапасом понимают работу до получения максимальной глубины вы-
горания.
Энергоресурсом называется энерговыработка от начала эксплуата-
ции до появления неустранимых дефектов активной зоны.
Календарная продолжительность эксплуатации активной зоны до
выработки энергоресурса называется сроком службы.
Микрокампания ядерного реактора, т. е. время работы между пере-
грузками, определяется запасом реактивности который расходуются
в течение кампании на выгорание топлива, на компенсацию эффектов ре-
активности и запас на неточность расчёта. Таким образом, запас реактив-
ности - это реактивность, которую расходуют на компенсацию всех эф-
фектов реактивности, приводящих к потере реактивности в процессе кам-
пании.
Изменение запаса реактивности в результате выгорания, шлакова-
ния, воспроизводства и т. п. называется кривой энерговыработки
рк =f(Qz). (3-83)
Скорость уменьшения запаса реактивности в процессе микрокампа-
нии характеризуется темпом выгорания (или скоростью выгорания}. Это
изменение запаса реактивности р,.1П вследствие выгорания, шлакования,
воспроизводства при энерговыработке 1 МВт-ч (эфф. сутки)
(3-84)
«Рк LMBT-qJ х '
При запасе реактивности на энерговыработку Дрк и постоянном
темпе выгорания qP оставшийся энергоресурс реактора равен:
AQk = Дрк / Я? [МВт-ч]. (3.85)
Если оставшийся энергоресурс AQk [МВт-ч] известен из расчёта на
номинальную мощность, то время работы на любой другой мощности
(М < Мюм) равно:
’=4+4г4Аа+~>’ (з.8б)
Л( q? N, Ni qF v 7
где Ар - высвобождающийся запас реактивности при переходе на
пониженную мощность.
Можно получить дополнительный энергоресурс при работе на по-
ниженной мощности.
179
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Для ядерных реакторов наиболее эффективное использование энер-
горесурса соответствует работе на номинальной мощности (УНОм). Исполь-
зование мощности реактора характеризуется коэффициентом использова-
ния установленной мощности:
= (3.87)
где лГ - средняя электрическая мощность реактора за рассматриваемый
промежуток времени.
КИУМ рассчитывается не для реактора, а для блока. Поэтому в рас-
чете применяются только электрические составляющие. Например, реактор
работает на номинальной мощности, но часть энергии расходуется не на
производство электроэнергии, а для выработки тепла. В этом случае КИУМ
будет меньше 100 % на величину энергии, переданной на выработку тепла,
3.5. Энерговыделение в ядерном реакторе. Выравнивание
энерговыделений. Зоны обогащении
Энергия деления преобразуется в тепловую энергию различными пу-
тями. Около 90 % тепла получается из кинетической энергии осколков де-
ления и р-частиц. Это тепловыделение пропорционально плотности деле-
ний, которая, в конечном счёте, для конкретного реактора (если концен-
трация ядерного топлива постоянна) пропорциональна потоку нейтронов.
Тепловыделение, как и нейтронный поток, неравномерно в активной
зоне. Максимальное значение плотности тепловыделений в центре реак-
тора, а минимальное - вблизи его границы (поскольку, чем больше
нейтронный поток, тем больше тепловыделение, а нейтронный поток
больше в центре АЗ).
Поскольку в реакторе на быстрых нейтронах плотность потока
нейтронов на порядок больше потока в тепловых реакторах, а также
большее количество топлива (больше критическая масса), то максималь-
ная плотность тепловыделения в реакторе на быстрых нейтронах также
будет примерно на порядок больше, чем в тепловых.
Удельная мощность и энерговыделение при равномерном распреде-
лении компонентов по активной зоне и постоянном спектре нейтронов
пропорциональна плотности нейтронного потока. Степень отклонения
энерговыделений в разных точках активной зоны учитывается коэффици-
ентами неравномерности:
• по радиусу активной зоны - kR;
• по высоте активной зоны -
• по объёму активной зоны - ку.
180
J. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХРЕАКТОРОВ
Максимальный коэффициент неравномерности по объёму определя-
ет допустимую мощность реактора:
кУ=кл-кг^. (3.88)
Средняя мощность реактора при данном максимально допустимом
удельном энерговыделении /Сакс (кВт/м3) меняется обратно пропорцио-
нально коэффициенту неравномерности энерговыделений по объёму ак-
тивной зоны:
Х = ~-Рмт:. (3.89)
Мощность ядерного реактора при данном допустимом значении
тем больше, чем ближе kv к единице, т. е. в этом случае энерговыде-
ление в каждой точке активной зоны близко к максимуму.
В настоящее время выравнивание энерговыделений способом про-
филирования обогащения топлива признано наиболее простым и эффектив-
ным. Он используется практически на всех реакторах, причём выравнивание
энерговыделений производится только по радиусу активной зоны.
Для снижения kR с помощью профилирования топлива нужно так пе-
рераспределить концентрацию основного делящегося нуклида, чтобы в
области с меньшей плотностью потока нейтронов концентрация нуклида
была большей. Концентрация делящегося нуклида должна непрерывно
увеличиваться с увеличением R (т. е. расстояния от центра активной зо-
ны). На практике непрерывное распределение заменяют ступенчатым,
разбивая активную зону в радиальном направлении на ряд подзон
(в нашем случае зон обогащения), в пределах каждой из которых обога-
щение постоянно.
Тепловыделение на периферии активной зоны растёт не за счёт уве-
личения плотности нейтронного потока, а за счёт увеличения концентра-
ции делящегося нуклида. В целом уже двухзонное выравнивание позволя-
ет уменьшить kg. на 25^30 %. Дополнительный выигрыш при переходе от
двухзонного выравнивания к трехзопному даёт ещё 3-^-5 % уменьшения kR.
Такое перераспределение концентрации делящегося нуклида при
выравнивании приводит к увеличению критической массы реактора, так
как топливо перемещается в область с меньшей плотностью потока (т. е.
на периферию активной зоны). По выигрыш от уменьшения kR существен-
но превышает проигрыш от увеличения критической массы и в целом вы-
равнивание энерговыделений значительно снижает энергонапряженность
топлива. Кроме того, выравнивание энерговыделений приводит и к дру-
гим положительным эффектам:
181
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
• повышению среднего выгорания топлива,
• ужесточению спектра нейтронов утечки, приводящему к повыше-
нию доли деления U-238,
• увеличению относительного числа захватов в U-238 и, в связи с
этим, увеличению темпа воспроизводства ядерного горючего.
Довольно значительная часть мощности реактора на быстрых
нейтронах приходится на зоны воспроизводства. Эта часть составляет
8-5-10 %. Эта мощность определяется в основном процессами деления И8и,
а также 239Ри, накапливающегося в зонах воспроизводства. Кроме того,
некоторый вклад вносят деление 235U и перенос у-излучения из активной
зоны. Тепловыделение в зонах воспроизводства имеет следующие особен-
ности:
• максимальное удельное тепловыделение может достигать 25-5-30 %
Рмакс В активной зоне;
• велика неравномерность тепловыделения (А,~3-5);
• удельное тепловыделение может измениться за кампанию в несколь-
ко раз за счет накопления плутония.
Подбором соотношения обогащений в подзонах и размеров подзон
можно добиться хорошего выравнивания поля тепловыделения по радиусу
активной зоны, В процессе работы реактора происходит изменение этого
поля по следующим причинам:
• изотопный состав топливной композиции изменяется в различных
областях активной зоны по-разному из-за различного начального обога-
щения и разного уровня удельной мощности;
• происходит перемещение органов управления, положение которых в
активной зоне влияет на распределение плотности потока нейтронов;
• накапливается ядерное горючее в зонах воспроизводства;
• периодически производится частичная перегрузка активной зоны и
зон воспроизводства, а также перестановка ТВС.
В реакторе БП-600 для регулирования энерговыделения применяют-
ся три зоны обогащения топлива - зоны малого, среднего и большого обо-
гащения (17 %, 21 % и 26 % обогащения соответственно) (см, рис. 3.11).
Обогащение выбрано из стандартного ряда обогащений топлива,
182
J. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Головка ТВС и надреакторные конструкции
Верхний торцевой экран
Натриевая полость
ЗМО ЗСО 2L.
Нижний торцевой экран
Б
X
Р
а
н
и
л
и
ш
е
Хвостовики ТВС
Рис. 3.11. Структура реактора БН
Хотя активная зона и окружена зоной воспроизводства (торцевой и
боковой), которая содержит окись обеднённого урана (содержание 235U
0,48 %), назвать ее отражателем нельзя, поскольку основное её назначение
- использование нейтронов на воспроизводство топлива. Она скорее явля-
ется поглотителем нейтронов, значительно снижая поток нейтронов на
своей внешней границе (см, рис. 3.12).
Таким образом, распределение энерговыделений (в % от полного) в
активной зоне реактора БП-600 по зонам обогащения выглядит следую-
щим образом (поскольку оно зависит ещё от состава топлива, которое из-
меняется в процессе кампании реактора, то распределение представлено
для двух состояний) (табл. 3.4).
Таблица 3.4
Распределение энерговыделений, %
Состояние ЗМО ЗСО ЗБО Активная зона БЗВ ТЗВ Хранилище
Начало микрокампании 34,4 24,3 32,8 91,5 4,8 2,2 1,5
Конец микрокампании 34,5 24,3 31,4 90,2 5,5 2,5 1,5
183
а томные электростанции с реакторами нл быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
Рнс. 3.12. Изменение потока нейтронов в зависимости от радиуса активной зоны:
ЗМО, ЗСО, ЗБО - зона малого, среднего и большого обогащения соответственно;
БЗВ - боковая зона воспроизводства
Как видно из данной таблицы, к концу микрокампании несколько
снижается энерговыделение в целом по активной зоне реактора, но увели-
чивается в зоне воспроизводства. Причём и по активной зоне более значи-
тельное снижение энерговыделения происходит в зоне большого обога-
щения (ЗБО), в то время как в зоне малого обогащения (ЗМО) наблюдает-
ся небольшой рост энерговыделения. Всё это обусловлено наработкой и
делением 239Ри.
Распределение энерговыделения в активной зоне реактора БН-600 по
радиусу (рис. 3.13) и по высоте активной зоны (см. рис. 3.14) показано на
основании расчётных данных. График распределения энерговыделений по
радиусу активной зоны дан для двух состояний реактора;
• для состояния перед перегрузкой (компенсирующие стержни извле-
чены из активной зоны);
• для состояния после перегрузки (компенсирующие стержни погру-
жены в активную зону).
Некоторые изменения энерговыделения в активной зоне в процессе
микрокампании за счёт наработки и деления 239Ри на графиках не отражены,
184
3. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Рнс. 3.13. Зависимость энерговыделения от радиуса активной зоны:
1 - при погруженных стержнях КС; 2 — прп извлеченных стержнях КС
Максимальное удельное энерговыделение МВт/м3 (кВт/м твэла) в
активной зоне реактора БН-600 для основных физических зон обогащения
представлено в табл. 3.5.
Таблица 3.5
Максимальное удельное энерговыделение
Период змо зсо ЗБО
Начало микрокампании 621(41,6) 652(43,7) 706(47,2)
Конец микрокампании 608(40,7) 644(43,1) 690(46,1)
185
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕЕЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рис. 3.14. Зависимость энерговыделения от высоты активной зоны:
НЗВ н ВЗВ - нижняя и верхняя зоны воспроизводства соответственно
Из таблицы видно, что максимальное удельное энерговыделение
происходит в зоне большого обогащения. В процессе микрокампании за
счёт выгорания топлива удельное энерговыделение снижается во всех зо-
нах обогащения.
Для расчётных моделей при оценке распределения температур в теп-
ловыделяющем элементе (твэле) применяется вид твэла, изображённый на
рис. 3.15. Этот фактор часто является определяющим для обеспечения ра-
ботоспособности твэлов
Радиальный профиль температур в твэле, характерный для окисного
топлива реактора на быстрых нейтронах, приведён на рис. 3.16. Видно,
что температура в центре топливного сердечника снижается в течение
кампании. Это является результатом роста теплопроводности топлива.
186
3. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХРЕАКТОРОВ
Рис. 3.15. Расчётная модель твэла:
1 - топливный сердечник; 2 - газовый зазор между сердечником и оболочкой;
3 - оболочка твэла; 4 - центральное отверстие
На рис. 3.17 показано примерное распределение температур тепло-
носителя, оболочки твэла и топлива по высоте сборки для реактора на
быстрых нейтронах.
Главным фактором в распределении температур по твэлу является не-
допустимость превышения основного проектного предела - температура
оболочки твэла не должна превысить 710 °C с учетом фактора перегрева.
187
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
188
5. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Рис. 3.17. Осевые профили температур б теплоносителе и твэле
189
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
3.6. Параметры, определяющие мощность ядерного реактора
и скорость её изменения
При описании процесса деления ядер было показано, каким образом
и сколько энергии выделяется при одном делении ядра. Мощность ядер-
ного реактора пропорциональна количеству делений ядер топлива в ак-
тивной зоне за единицу времени. Величину средней мощности реактора
можно определить в следующем виде:
[кВт] - —/—[кВт]. (3.90)
V J OjZJ-lU V
где Ф = п-v- плотность нейтронного потока в ядерном реакторе (1/см2с);
Е/ - - макроскопическое сечение деления горючего (1/см);
Ef - энергия деления одного ядра (МэВ); V - объём активной зоны (см3);
С - количество делений в 1 секунду, соответствующее мощности 1 кВт,
В каждом конкретном ядерном реакторе все эти величины; о (спектр
нейтронов), V (объём), Ef (энергия деления), Л’Т11П (концентрация топлива),
су(сечение) в данный момент времени считаются постоянными.
Поэтому мощность реактора N можно изменять только изменением
потока нейтронов. Тогда мощность реактора можно выразить следующим
образом:
N = A-n, (3.91)
где А - обобщающий коэффициент, объединяющий вышеприведённые по-
стоянные величины.
Здесь следует сделать одно замечание. В течение микрокампании
происходит выгорание топлива, т. е. снижается его концентрация Л’Т(,П. То-
гда снижается и макроскопическое сечение деления Е/ = СТ/-ДГТОП. В таком
случае для поддержания мощности реактора постоянной требуется, чтобы
плотность потока нейтронов Ф = п-о возрастала со снижением концентра-
ции топлива. Поэтому в течение микрокампании плотность потока
нейтронов в реакторе будет возрастать за счет извлечения регулирующих
стержней PC (поскольку они поддерживают мощность реактора постоян-
ной), Это можно определить по увеличению измеренного тока ионизаци-
онных камер в конце микрокампании.
Изменение мощности реактора будет выглядеть следующим образом:
dN =_ J J ~«| _ J П _ J ;т Л-эф» ~ 1
dt dt I I 1
(3.92)
190
1 КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Или
= (3.93)
at I
где р - реактивность; / - среднее время жизни: показывает как часто
сменяются поколения нейтронов (это величина постоянная для данного
реактора, поскольку она зависит от типа реактора и физических характе-
ристик компонентов активной зоны).
Таким образом, единственным параметром, которым можно изме-
нять мощность реактора, является реактивность.
Отсюда видно, что реактор может быть только в трёх состояниях:
• р < 0 (&эфф< 1, 5 Лэфф < 0) - реактор подкритичен (мощность
убывает);
• р = 0 (А:Эфф= 1, 5 £Эфф = 0) - реактор критичен (мощность не из-
меняется);
* р > 0 (А:эфф> 1, ё Лэфф > 0) - реактор надкритичен (мощность уве-
личивается).
Понятие средней мощности реактора предполагает, что эта мощ-
ность равномерно распределяется по объёму активной зоны. Однако мощ-
ность пропорциональна плотности нейтронного потока, а он неравномерен
по объёму активной зоны. Поэтому целесообразно ввести ещё два понятия:
средняя удельная мощность на единицу объёма активной зоны
Р = = Ф -Яу МэВ/(см3 • с)] = —[кВт/см3]; (3.94)
средняя удельная мощность на единицу массы урана
= Ф-^-Г-лГкВтЪ
С ти С'ти-235 L КГ J’ I J
здесь тц - масса урана, загруженного в активную зону; х - обогаще-
ние урана изотопом Z,JU (mu.235 = x mv).
3.7. Подкритическое состояние реактора н перевод реактора
в критическое состояние
Если А:эфф меньше единицы, то в реакторе со временем наблюдается
экспоненциальный спад величины нейтронного потока. В этом случае
цепная реакция деления не является самоподдерживающейся - либо утеч-
ка нейтронов слишком велика, либо коэффициент размножения слишком
мал. Поэтому получить стационарное состояние реактора можно только в
том случае, когда в размножающую среду будет помещен посторонний
источник нейтронов, которым в общем виде может быть:
191
атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
- спонтанное деление тяжёлых ядер в реакторе (в том числе и транс-
урановые элементы, нарабатываемые в ядерном реакторе);
- космическое излучение нейтронов;
- фотонейтронные источники (о них речь пойдёт далее), образующие
нейтроны по реакции (у, п)\
- искусственные источники нейтронов, представляющие собой смесь
а - излучателей (Ро, Pu, Ra) с нуклидами, имеющими низкий порог реак-
ции (а, и) - выбивания нейтронов - (В, Be),
В любом случае в активной зоне реактора должна быть некоторая
плотность нейтронов - ни плотность потока нейтронов - Ф, которые
обусловлены интенсивностью постороннего источника нейтронов /и,,, со
временем жизни нейтронов ~ /
I нейтрон I .
к L см5 j
(3.96)
V см2-с
(3.97)
Интенсивность постороннего источника нейтронов удобно характе-
ризовать удельной интенсивностью - 7УД [нейтрон/(см3-с)]
Тогда:
I = 1 -V
ист худ
нейтрон
с
(3,98)
нейтрон
см2 с
(3.99)
Тепловая мощность, обусловленная спонтанным делением урана, со-
здающим поток нейтронов спонтанного деления /сп, равна:
где 3,Ь1О13 - количество делений, соответствующее одному киловатту;
v = 2,4 - число нейтронов, образующихся за одно спонтанное деление 235U.
Тогда плотность потока нейтронов в подкритическом реакторе при
подкритичности - 5Лэфф = £эфф - 1 <0 будет равна:
1-£'"
Т =т
1 ПОД ')КТ 1 т
1 *эфф
нейтрон
см2 - с
(3.101)
В том случае, когда t—*x> - время стремится к бесконечности (т. е. по
истечению достаточно длительного времени после введения источника
нейтронов), поток нейтронов в подкритическом реакторе можно назвать
установившимся
192
5. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
где
Г^ = ^’Ли=л/-/1КГ
1 *эфф
нейтрон
с
(3.102)
1 1^1 ^Л{
1| |—®^зфф| Рпод
(3.103)
- подкритический коэффициент размножения;
р,„_!-р| - подкритичность реактора; t /1 - количество поколений
нейтронов за время t.
Тогда плотность потока нейтронов в подкритическом реакторе через
I секунд после введения источника нейтронов будет равна:
ф =ф Гнейтрон
^ПОЛ ^НСГ < г I 2 _
см с
(3.104)
Также при (по истечении достаточно длительного времени по-
сле введения источника нейтронов) плотность потока нейтронов в под-
критическом реакторе также можно назвать установившейся:
Ф Ф
^,~ = ™=Л/'фиЧщ'фи- (3-Ю5)
^эфф Рнод
Поскольку плотность потока нейтронов определяет мощность реак-
тора, то можно говорить и об установившейся мощности подкритическо-
го реактора, соответствующей установившейся плотности нейтронного
потока
N N
N =—= -Л -N (3 1061
уст 1 т ист под ист ,
1 эфф Рпод
Однако, для оценки времени, за которое устанавливаются значения
^уст> Фуст* Л^,ст, необходимы более конкретные величины (? = оо - слишком
велико). Время установления tyct - время, за которое достигается значение
установившейся плотности потока нейтронов Фуст, зависит от следующих
величин:
• подкритичпости реактора - рпод;
• времени жизни нейтронов - /;
• плотности потока источника нейтронов - Фист.
Таким образом, зависимость времени установления от указанных
выше величин выглядит следующим образом:
t ~ I In ~^эфф)
УСТ~1-^ф‘ Фуст-Ф(^)'
193
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ С РЕАКТОРАМИ ИА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
где Фпст'(7-^эфф) = Фусг - значение установившейся плотности потока
нейтронов; Ф„:. - Ф (!yCJ - разность плотности потоков нейтронов, пред-
ставляющая собой величину недостающей плотности потока нейтронов в
момент времени tycm до самого значения Фуст.
Для практических целей подкритическую плотность потока можно
считать установившейся, когда она достигает значения 90:95 % Фуст.
Тогда
^й2'г4— (3.108)
1 Лэфф
- до достижения 90 % Фуст;
Р-10’)
1 Яэфф
- до достижения 95 % Фуст.
В том случае, если подкритичность уменьшается (т. е. если реактор
приближается к критическому состоянию) и достигает значения меньше
доли запаздывающих нейтронов рЭфф (т, е. £Эфф стремится к единице), то на
время установления все большее влияние оказывает время запаздывания за-
паздывающих нейтронов, В этом случае для оценки расчёта времени уста-
новления будет точнее в качестве времени жизни поколений нейтронов
брать усреднённое по мгновенным и запаздывающим нейтронам время
жизни I:
+ =/,^м™+Тмп,^ = /,(1_р)+Тзаи.ргс] (з 110)
п п п
где индекс «мгн» относится к мгновенным нейтронам, а «зап» -
к запаздывающим.
Стационарная подкритическая плотность потока нейтронов устанав-
ливается только после уменьшения подкритичности или после введения в
подкритическую активную зону постороннего источника нейтронов
(т, е. только при приближении к критичности). Если сделать Лэфф<7 в ре-
акторе, находящемся в критическом или надкритическом состоянии, то
изменение плотности потока нейтронов будет характеризоваться другими
закономерностями.
На рис. 3.18 показан график изменения плотности потока нейтронов
в подкритическом и критическом состояниях реактора. Введение в актив-
ную зону постороннего источника аналогично вводу положительной реак-
тивности в подкритичный реактор, поскольку в этом случае в реакторе
появляется дополнительный источник нейтронов со своей интенсивно-
стью, вызванный дополнительными реакциями деления.
194
КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХРЕАКТОРОВ
Рис. 3.18. График изменения плотности потока нейтронов в подкритическом и критическом
состояниях реактора при разной подкритичности.
Кривая 1 на графике соответствует процессу установления плотно-
сти потока нейтронов при подкритичности 0,5 (Л>фф = 0,5). В этом случае
время установления величины, равной 90 % установившейся плотности
потока нейтронов Ф^ » 2 Фнст, будет . Если в какой-то момент времени
посторонний источник нейтронов извлечь из активной зоны, то значение
плотности потока нейтронов в активной зоне будет уменьшаться (показа-
но пунктирной линией на рисунке).
Кривая 2 соответствует процессу установления плотности потока
нейтронов при подкритичности 0,3 (Аэфф = 0,7). В этом случае установив-
шаяся плотность потока будет равна а время установления
значения 90 % от этой величины будет , которое будет больше .
Кривая 3 соответствует подкритичности 0,1 (7с:)фф 0,9). В этом случае
установившееся значение плотности потока нейтронов будет равно
ф3т ~Ю Ф.К.,. Время установления для значения 90 % от этой величины
будет ещё больше.
Кривая 4 соответствует процессу, происходящему в критическом ре-
акторе (&эфф = 1), В этом случае плотность потока нейтронов будет посто-
янно увеличиваться. Если в какой-то момент времени из активной зоны
195
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ с на триевым теплоносителем
извлечь посторонний источник нейтронов, то значение плотности потока
нейтронов не будет уменьшаться (как это было в случае подкритического
реактора - первая кривая - синяя линия на рисунке). Оно стабилизируется
на таком уровне, какой был в момент извлечения источника нейтронов.
Из анализа приведённого рисунка можно сделать следующие выводы;
• при наличии источника нейтронов в подкритическом реакторе плот-
ность потока нейтронов (как и мощность) устанавливается на каком-
либо постоянном уровне;
• с уменьшением подкритичности реактора плотность потока нейтро-
нов стремится к бесконечности;
• чем больше подкритичность реактора, тем быстрее достигается ве-
личина установившейся плотности потока нейтронов после введения
в активную зону источника нейтронов (или ввода положительной
реактивности).
Скорость увеличения плотности потока нейтронов (и мощности под-
критического реактора) определяется двумя величинами:
* скоростью высвобождения реактивности;
* величиной подкритичности реактора на момент высвобождения ре-
активности
Ж _ dk^ ^ГГ
di (i-^)2 di иег Р2рд LcJ
(3.111)
Для иллюстрации вышесказанного попробуем рассмотреть ситуа-
цию: в активной зоне реактора находится источник нейтронов с плотно-
стью потока - 10 нейтрон/(см2 с), уровень плотности нейтронного потока,
который может контролироваться установленной аппаратурой -
106 нейтрон/(см2-с), сможем ли мы увеличить плотность нейтронного по-
тока реактора до уровня, который регистрирует аппаратура контроля, не
доводя реактор до критического состояния?
При наличии в реакторе источника нейтронов любой подкритично-
сти 1~Аэфф = б^эфф соответствуют своя установившаяся плотность потока
нейтронов и время ее установления. При уменьшении подкритичностн
(при Лэфф —» 1) плотность потока и время установления стремятся к беско-
нечности. Когда подкритичность становится сравнимой с долей запазды-
вающих нейтронов, время установления определяется временем запазды-
вания запаздывающих нейтронов, а не временем жизни мгновенных
нейтронов.
При бесконечно медленном увеличении реактивности каждому зна-
чению подкритичности соответствует своя установившаяся плотность по-
196
5. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХРЕАКТОРОВ
така. Следовательно, можно, не доводя до критического состояния, теоре-
тически получить в нём сколь угодно большую плотность потока нейтро-
нов (или мощность). Для каждой подкритичности мощность должна до-
стигать своего установившегося значения, т. е. чтобы скорость высвобож-
дения реактивности не опережала скорость установления подкритической
плотности потока.
С увеличением скорости высвобождения реактивности подкритиче-
ская плотность потока не будет успевать достигать своего установившего-
ся значения. Следовательно, в момент достижения критического состоя-
ния плотность потока нейтронов будет меньше, чем при более медленном
подходе к критическому состоянию.
При очень быстром высвобождении реактивности плотность потока
нейтронов в момент, когда реактор станет критичным, практически мало
будет отличаться от плотности потока в момент начала высвобождения
реактивности.
На рис. 3.19 показана зависимость относительной плотности потока
от подкритичности реактора при линейном высвобождении реактивности
с ностоянной скоростью (для различных значений этой скорости). Из гра-
фика видно, что чем с большей скоростью высвобождается реактивность
при подходе к критическому состоянию, тем при меньшем значении плот-
ности потока достигается критическое состояние.
197
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рис. 3.19. Зависимость относительной плотности потока от подкрптичности
реактора при линейном высвобождении реактивности с постоянной скоростью
(для различных значений этой скорости)
По мере приближения реактора к критическому состоянию (особен-
но при реактивности < рэфф)> только при бесконечно медленном высво-
бождении реактивности подкритическая плотность потока будет успевать
следовать за уменьшением подкритичности,
Таким образом, чем меньше подкритичность реактора, тем больше
скорость увеличения мощности при постоянной скорости высвобождения
реактивности.
Если высвобождение реактивности происходит одинаковыми порци-
ями ёр через равные промежутки времени dt, то по изменению подкри-
198
КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХРЕАКТОРОВ
тичности (подкритической мощности реактора) можно определить под-
критичность реактора.
Установление подкритической мощности реактора (плотности
нейтронного потока) после высвобождения реактивности происходит
медленно, особенно при приближении реактора к критическому состоя-
нию. Поэтому оценка подкритичности по степени увеличения подкрити-
ческой мощности реактора (подкритической плотности нейтронного пото-
ка) при небольшом промежутке времени между очередным высвобожде-
нием реактивности будет иметь погрешность в опасную сторону с воз-
можностью вывода реактора в критическое состояние с малым периодом.
В критическом реакторе при наличии источника нейтронов плот-
ность потока (или мощность) увеличивается по линейному закону.
Ф(О = Фо+/уд-в-Г, (3.112)
где Фо - плотность потока в тот момент, когда Лэфф стало равно еди-
нице; /уд - удельная интенсивность постороннего источника; и - скорость
нейтронов, вызывающих деление.
Как уже говорилось, что если посторонний источник нейтронов уда-
лить из активной зоны, то плотность потока нейтронов стабилизируется
на том уровне, который был достигнут в момент извлечения источника.
Однако это справедливо в случае, когда Фуст по величине соизмерим с
Фист(в пусковом режиме). Когда плотность потока нейтронов Ф значитель-
но больше Фист (при работе реактора на мощности), то влияние постороннего
источника нейтронов становится ничтожно малым, поскольку здесь уже есть
достаточный внутренний источник нейтронов. В этом случае при критиче-
ском состоянии реактора справедливо: /Ц4. = 1, р = О, N- постоянна.
Если в критический реактор ввести отрицательную реактивность, то
реактор станет подкритичным, и плотность потока нейтронов будет
уменьшаться по экспоненциальному закону до установления стационар-
ной подкритической плотности потока нейтронов - Фпод (подкрптической
МОЩНОСТИ ?/ПОд).
3.8. Эффекты реактивности
Реактивность реактора р (степень отклонения реактора от критиче-
ского состояния) и эффективный коэффициент размножения £>фф зависят
от баланса нейтронов в реакторе. Баланс нейтронов в реакторе определя-
ется как отношениями сечений взаимодействия нейтронов с ядрами, так и
геометрическими размерами активной зоны реактора (утечка нейтронов из
реактора). Изменение технологических параметров реактора (температура,
расход теплоносителя, давление, расположение поглощающих стержней в
199
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
активной зоне и др.) оказывает влияние на соотношение сечений реакций
и па размеры активной зоны. Таким образом, изменение технологических
параметров реактора оказывает влияние и на реактивность реактора.
Связь между технологическим параметром и реактивностью количе-
ственно характеризуют либо коэффициентом реактивности, либо эф-
фектом реактивности. Эффект реактивности называют положительным,
если при увеличении параметра реактивность растёт, и отрицательным,
если при увеличении параметра реактивность надаёт.
Эффекты реактивности необходимо знать, во-первых, для оценки и
расчета переходных процессов при анализе безопасности и, во-вторых,
для расчёта системы регулирования, обеспечивающей нормальную работу
быстрого реактора.
В нервом контуре БН-600 пет фазовых изменений теплоносителя
(имеется больший запас до кипения натрия - 960 °C), что обеспечивает хо-
рошую управляемость реактора, поскольку отсутствуют причины для резко-
го изменения реактивности вследствие резкого изменения плотности.
Можно выделить следующие эффекты, воздействующие иа реактив-
ность.
• Изменение формы и размеров активной зоны:
• аксиальное расширение тепловыделяющих элементов;
• радиальное расширение напорной камеры;
• гидродинамический эффект;
• эффект Доплера;
• выгорание топлива и соответствующее накопление продуктов деле-
ния (в т.ч. нептуниевый эффект);
• изменение плотности и количества натрия в активной зоне;
• натриевый пустотный эффект;
• барометрический эффект;
• водородный эффект.
Изменение какого-либо технологического параметра может влиять
на реактивность посредством нескольких факторов (например, изменение
температуры составляющих активной зоны приводит п к изменению раз-
меров активной зоны, и к эффекту Доплера). В этих случаях говорят об
одном эффекте реактивности от воздействия одного технологического па-
раметра, по с несколькими составляющими. Поэтому целесообразно от-
дельно раёсмотреть те эффекты, которые входят в качестве составляющих
(радиальное расширение активной зоны, аксиальное расширение актив-
ной зоны, эффект Доплера).
Радиальное расширение стальной плиты коллектора, в которую
устанавливаются ТВС, приводит к увеличению относительной доли утеч-
200
3. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
ки нейтронов (поскольку увеличивается объем активной зоны, увеличива-
ется площадь поверхности, с которой происходит утечка нейтронов), и,
как следствие, к вводу отрицательной реактивности.
Аксиальное расширение происходит вследствие температурного
удлинения твэлов при повышении температуры, что также приводит к
увеличению размеров активной зоны и, как следствие, к увеличению
утечки нейтронов.
Радиальное расширение определяется коэффициентом теплового
расширения стальной плиты коллектора, в которую крепятся ТВС, а акси-
альное - расширением сердечника твэла. Расширение сердечника твэла
трудно поддается точному расчету, так как зависит от состояния твэлов. В
свежем твэле сердечник и оболочка расширяются независимо друг от дру-
га, в соответствии со своими коэффициентами теплового расширения.
В процессе выгорания происходит сцепление таблеток топлива с оболоч-
кой твэла, поэтому, вероятно, аксиальное расширение активной зоны про-
исходит в соответствии с расширением оболочки твэла.
Эффект Доплера. При рассмотрении зависимости сечения реакции
от энергии нейтронов существует зона резонансных сечений (1^1000 эВ).
Если нейтрон но каким-либо причинам находится в состоянии с резонанс-
ной энергией, то вероятность данной реакции резко возрастает. Эффект
Доплера заключается в том, что при увеличении температуры топлива, в
т. ч. и его сырьевой составляющей 238U, резонансный пик сечения погло-
щения меняет свою форму: происходит уширение резонансного пика.
Эффект доплеровского уширения иллюстрирует рис. 3.20. Уменьше-
ние максимума и подъём «крыльев» резонанса происходят таким образом,
что илощадь иод резонансом сохраняется. Поэтому среднее сечение
поглощения в узком энергетическом интервале, в пределах которого
находится резонанс, не будет зависеть от температуры (если спектр
нейтронов в этом интервале энергии постоянен). Другими словами: с од-
ной стороны, значение сечения захвата (т. е. вероятность реакции захвата)
снижается, но, с другой стороны, происходит расширение диапазона энер-
гий, попав в которую нейтрон будет обязательно захвачен. Нейтрону в
этом случае труднее проскочить эту область резонансных энергий, поэто-
му увеличивается доля захваченных нейтронов.
Увеличение ширины резонанса с ростом температуры среды можно
объяснить следующим образом. Энергия возбуждения ядра при взаимо-
действии нейтрона с неподвижным ядром определяется энергией связи
нейтрона и его кинетической энергией. В случае движущегося ядра к
энергии взаимодействия добавляется (вернее, вычитается) энергия движе-
ния, причем эта добавка зависит при прочих равных условиях от направ-
лений движения до соударения нейтрона и ядра. Например, при лобовом
201
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
столкновении ядра и нейтрона энергия взаимодействия будет наибольшей
(наибольшее значение энергии возбуждения ядра). Папротив, если
нейтрон догоняет «убегающее» ядро - энергия взаимодействия будет
наименьшей. Таким образом, при одной и той же энергии нейтрона будут
различные энергии возбуждения ядра. Тогда для движущихся ядер, сред-
няя энергия движения которых связана с температурой среды, ширина се-
чения увеличивается и тем больше, чем выше температура.
Рис. 3.20. Иллюстрация эффекта доплеровского уширения резонанса
В энергетическом реакторе на быстрых нейтронах эффект Доплера
определяется в основном поглощением нейтронов ядрами 23 8U, 239Pu (или
235U) и в меньшей степени 240Ри, конструкционными материалами и про-
дуктами деления. Зависимость сечений от температуры проявляется в об-
ласти ниже 25 кэВ, поэтому эффект Доплера чувствителен к низкоэнерге-
тической части спектра. Чем мягче действующий спектр поглощений в
топливе, тем больше по абсолютной величине эффект Доплера.
Главную роль в энергетическом реакторе на быстрых нейтронах иг-
рает увеличение захвата нейтронов на 238U при увеличении температуры
топлива, поэтому в таких реакторах эффект Доплера отрицателен. Изме-
нение эффекта Доплера в процессе кампании за счёт выгорания ядер 23SU
и накопления 239Ри (который вносит положительный вклад в эффект До-
плера) незначительно и не превышает ~ 5 % за время работы реактора
между перегрузками.
Особенностью эффекта Доплера является его нелинейная зависи-
мость от температуры. Зависимость коэффициента реактивности эффекта
Доплера от температуры приближённо может быть представлена в виде
f ~ 1 / Т(Т- абсолютная температура топлива) (см. рис. 3.21).
__
3. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Рис, 3.21. Коэффициент реактивности эффекта Доплера для двух состояний активной зоны
(перед и после перегрузки)
Наибольшее влияние на реактивность реактора оказывает изменение
температуры. Однако это влияние изменения температуры на реактив-
ность проявляется по-разному: в зависимости от характера изменения
температуры - это изменение может носить как характер однородного разо-
грева реактора, так и неоднородного разогрева от изменения мощности.
Поэтому влияние температуры на реактивность разделено на две со-
ставляющих: температурный эффект реактивности (однородный разогрев)
и мощностной эффект (неоднородный разогрев).
Эффекты реактивности, оказывающие влияние на физику реактора
БН-600,
Температурный эффект реактивности. Изменение реактивности,
обусловленное изменением температуры всех компонентов активной зоны
от температуры Т: в холодном состоянии до температуры Т2 в горячем со-
стоянии, называется температурным эффектом реактивности (ТЭР)
Рт=р(Л)-р(^). (3,113)
203
A ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Этот эффект проявляется при однородном изменении температурно-
го режима реактора и определяется температурой компонентов, форми-
рующих спектр нейтронов и влияющих на утечку нейтронов:
• Изменением размеров и геометрии активной зоны;
• Изменением ядерно-физических свойств материалов;
• Изменением плотности теплоносителя.
Эффект реактивности от изменения размеров активной зоны отри-
цателен, т. к. при расширении активной зоны увеличивается относитель-
ная доля утечки нейтронов из реактора.
При однородном разогреве, нанример при медленном увеличении
температуры натрия на входе в реактор, происходят радиальное расшире-
ние за счет прогрева нижнего опорного устройства (стальной плиты кол-
лектора), в котором крепятся ТВС, аксиальное расширение вследствие
температурного удлинения твэлов.
Эффект реактивности от изменения ядерно-физических свойств ма-
териалов активной зоны связан с резонансной структурой сечений и зави-
симостью формы резонанса от температуры среды (Доплер-эффект). Этот
эффект также является отрицательным для реактора БН-600.
Эффект от изменения плотности теплоносителя при изменении
температуры в реакторе для БН-600 также отрицателен.
Барометрический эффект реактивности
При изменении давления теплоносителя или давления защитного га-
за в газовой полости реактора изменяется объём газовых пузырьков, со-
держащихся в теплоносителе за счет захвата защитного газа потоком
натрия, поступающего на всас ГЦН-1, из газовой полости. Вследствие из-
менения плотности теплоносителя за ечет газовых пузырьков возникает
барометрический эффект реактивности, т. к. плотность теплоносителя
влияет на характеристики поглощения и рассеяние нейронов. При повы-
шении давления происходит сжатие газа, увеличивая поглощение и рассе-
яние нейтронов. Это смягчает спектр нейтронов и уменьшает реактив-
ность. Поэтому барометрический эффект реактивности отрицателен. Ба-
рометрический эффект незначителен и обычно не учитывается.
Для количественной оценки температурного эффекта реактивности
применяется температурный коэффициент реактивности - это измене-
ние реактивности, соответствующее изменению температуры активной
зоны на 1 °C.
d рг _ d 1
'dT~k^-d7Vc
(3.114)
204
J. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
В рабочих температурных интервалах температурный коэффициент
постоянен, поэтому зависимость реактивности от температуры представ-
ляется в виде линейной функции:
рт=ат-(7’2-Т1). (3.115)
Значение температурного эффекта реактивности влияет на запас ре-
активности - рзац. В процессе нуска реактора происходит увеличение тем-
пературы всех компонентов активной зоны (с 240 °C до рабочей темпера-
туры 377 °C - здесь и далее указаны проектные значения параметров). При
отрицательном температурном эффекте реактивности реактивность реак-
тора в процессе пуска будет уменьшаться (при ДТ = 137 °C и ат = -3,34
10‘3 р/°С или 2,34-10'5 1/°С уменьшение будет равно примерно 0.46или
0,32'10'2 Дк/к\. Поэтому необходимо предусмотреть дополнительную за-
грузку топлива для компенсации температурного эффекта при пуске, ко-
торая будет компенсирована извлечением стержней КС.
Таким образом, температурный эффект реактивности в целом для
реактора БП-600 отрицателен, т. е. с увеличением температуры активной
зоны реактивность реактора падает. Примерный вклад составляющих в
температурный эффект реактивности, инерционность проявления и значе-
ние температурного коэффициента реактивности каждой составляющей
для реактора БП-600 приведены в табл. 3.6.
Таблица 3.6
Значение температурного коэффициента реактивности
Составляющие Доля Инерционность Значение ТКР, 10-5 1/°С
Радиальное расширение стальной плиты коллектора 34% Юс -0,8
Аксиальное расширение твэлов 19% 1 с -0,46
Эффект Доплера 32% 1 с -0,74
Умевьшение плотности теплоно- сителя 15% 0,1 с -0,34
Полное значение 100% - -2,34
Действие температурного эффекта реактивности особенно наглядно
можно увидеть в процессе подключения отключенной ранее петли цирку-
ляции. Перед организацией циркуляции по всем контурам отключенной
петли реактор приводится к состоянию с температурой натрия 400 °C. По-
сле заполнения испарительных модулей по третьему контуру происходит
205
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
организация циркуляции по 1 и 2 контурам отключённой ранее петли. При
этом (поскольку теплосъём с реактора увеличивается) происходит сниже-
ние температуры натрия в реакторе. Поскольку температурный эффект
реактивности отрицателен, происходит высвобождение реактивности, ко-
торое стержень автоматического регулирования (PC) стремится компен-
сировать, погружаясь в активную зону. По условиям технологического
процесса необходимо поддерживать исходную температуру натрия в ре-
акторе (400 °C). Поэтому нужно поднимать мощность реактора, для чего
стержень PC требуется извлекать из активной зоны. Эти два конкурирую-
щих процесса приводят к тому, что стержень PC в этот момент не меняет
своего положения.
Мощностной эффект реактивности. Изменение реактивности, обу-
словленное возрастанием мощности реактора при сохранении остальных
условий неизменными, называется мощностным эффектом реактивно-
сти (МЭР)
p^pW-pW (3.116)
При изменении мощности реактора происходит неоднородный разо-
грев активной зоны, поэтому в основном мощностной эффект реактивно-
сти определяется температурой топлива и наличием в нём 2S8U, у которого
при повышении температуры увеличивается поглощение нейтронов
вследствие эффекта Доплера.
Чем больше температура топлива и чем меньше обогащение топли-
ва, тем больше мощностной эффект реактивности. В металлокерамиче-
ском топливе (с высокой теплопроводностью) мощностной эффект неве-
лик, а в оксидном топливе с низкой теплопроводностью (UO2 - применя-
ется в реакторе БП-600) этот эффект весьма существенен.
Мощностной эффект проявляется при неоднородном изменении
температурного режима реактора. Он в общем случае также определяется
температурой компонентов, формирующих спектр нейтронов и влияющих
на утечку нейтронов:
• Изменением размеров и геометрии активной зоны;
• Изменением ядерно-физических свойств материалов;
• Изменением плотности теплоносителя.
Однако мощностной эффект имеет некоторые различия в составе и
доле этих факторов, влияющих на реактивность.
Эффект реактивности от изменения размеров активной зоны в слу-
чае мощностного эффекта отрицателен для всех составляющих. При рас-
ширении активной зоны увеличивается относительная доля утечки
нейтронов из реактора. Однако составляющие эффекта от изменения раз-
меров активной зоны в этом случае несколько отличаются от аналогичных
206
J. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХРЕАКТОРОВ
нри температурном эффекте. При неоднородном изменении температур-
ного режима, вызванном резким изменением мощности, радиального рас-
ширения реактора почти не наблюдается, а вот аксиальное расширение
вследствие температурного удлинения твэлов остаётся почти на прежнем
уровне.
Кроме этого, при мощностном эффекте реактивности наблюдаются
изгибы ТВС активной зоны при наличии радиальных градиентов темпера-
туры. Причиной является неравномерность плотности потока нейтронов,
из-за чего сторона ТВС, находящаяся в большем потоке, нагревается и
расширяется сильнее, чем противоположная. Обычно ТВС закреплена
внизу и результатом изгиба является движение топлива от центра к пери-
ферии. В этом случае происходит увеличение утечки нейтронов и умень-
шение реактивности, В действительности картина изгибов твэлов и ТВС
намного сложнее (это выходит за рамки настоящего пособия) и трудно
поддается точному предсказанию. Для уменьшения свободных перемеще-
ний ТВС предусматривается их фиксация на верхних концах чехлов ТВС
и жесткой обечайки на периферии активной зоны. Хотя доля этого эффек-
та невелика, однако он присутствует в качестве составляющей мощност-
ного эффекта реактивности.
Эффект от изменения ядерно-физических свойств материалов в ос-
новном заключается в эффекте Доплера на 238U. Эффект Доплера состав-
ляет в реакторе на быстрых нейтронах (особенно в большом реакторе) ос-
новную часть суммарного мощностного эффекта. Причина не только в ве-
личине доплеровского температурного коэффициента реактивности, но и
в значительном увеличении средней температуры окисного топлива при
выходе на мощность (на полной мощности средняя температура топлива
~1200 °C). В связи с этим мощностной эффект от аксиального перемеще-
ния будет наибольшим, если топливо будет расширяться независимо от
оболочки твэла. Этот эффект для реактора БН-600 также отрицателен.
Эффект от изменения плотности теплоносителя в случае мощност-
ного эффекта в реакторе для БН-600 также отрицателен.
Для количественной оценки мощностного эффекта реактивности
вводится мощностной коэффициент реактивности — это изменение реак-
тивности, вызванное бесконечно малым изменением мощности
dpT 1
d N МВт
(3.117)
При работе на мощности N ниже номинальной (в случае отрицатель-
ного коэффициента реактивности) высвобождается реактивность:
4pv=aw-0V“AU). (3.118)
207
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Мощностной эффект нелинейно зависит от уровня мощности. Это
обусловлено несколькими причинами:
• Нелинейное увеличение температуры топлива при подъёме мощно-
сти,
• Основной составляющей мощностного эффекта является эффект До-
плера, который характеризуется нелинейной зависимостью от тем-
пературы.
• Регулируемый расход натрия при пуске реактора (что изменяет тем-
пературу топлива, а следовательно, и эффект Доплера).
Особенно чувствительна температура топлива к коэффициенту теп-
логгроводности в слое, контактирующем с оболочкой. Этот коэффициент
меняется в процессе разогрева на несколько порядков (с 0,002 Вт/см2 °С
до 0,25 Вт/см2-°С). Это приводит к тому, что сначала температура топлива
растёт быстро, а затем темп роста замедляется. Это приводит к изменению
зависимости мощностного эффекта от уровня мощности.
Кроме того, в принятом режиме пуска реактора БН-600 расход
натрия до 60 % А'ном не регулируется, а только потом начинает меняться.
Это также способствует нелинейному характеру изменения температуры
натрия (а значит, и температуры топлива) при изменении мощности, чем
также увеличивает нелинейный характер зависимости мощностного эф-
фекта реактивности от уровня мощности реактора.
График зависимости мощностного эффекта реактивности от мощно-
сти реактора БН-600 приведён на рис. 3.22.
% &к/к
Рис. 3.22, График зависимости мощностного эффекта реактивности ст мощности
реактора БН-600
208
J. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Значение мощностного эффекта реактивности также влияет на запас
реактивности - рзап. В процессе пуска реактора происходит увеличение
мощности реактора с 0 МВт до 1470 МВт. При отрицательном мощност-
ном эффекте реактивности реактивность реактора в процессе нуска будет
уменьшаться (при AN = 1470 МВт и а^ = -0,74 103 p/МВт или - 0,52-10'5
1/МВт уменьшение будет равно примерно 1,08 или 0,75-Ю"2 Д/г/А). По-
этому необходимо предусмотреть дополнительную загрузку топлива для
компенсации и мощностного эффекта при пуске, которая также будет
компенсирована извлечением стержней КС в процессе пуска реактора.
Мощностной эффект реактивности в целом для реактора БН-600 от-
рицателен, т. е. с увеличением мощности реактора его реактивность пада-
ет. Примерный вклад составляющих в мощностной эффект реактивности,
инерционность проявления и значение мощноетного коэффициента реак-
тивности каждой составляющей для реактора БН-600 приведены в табл. 3.7.
Таблица 3.7
Мощностной эффект реактивности
Составляющие Доля Инерци- ионность Значение МКР, 10 s МВт1
Радиальное расширение сталь- ной плиты коллектора 1 % - -0,01
Аксиальное расширение твэлов 21 % 1 с -0,11
Эффект Доплера 69% 0с -0,35
Уменьшение плотности теплоно- сителя 6% 1 с -0,03
Изгиб ТВС 3% - 0,02
Полное значение 100 % - -0,52
Два основных эффекта реактивности определяют устойчивость, ре-
гулируемость и безопасность ядерного реактора. Условием устойчивой
работы реактора (саморегулирования) является отрицательный темпе-
ратурный коэффициент реактивности в области рабочих температур.
Мощностной коэффициент реактивности должен быть отрицательным
во всём диапазоне изменения мощности. В этом случае может быть обес-
печена безопасность даже при небольшом положительном температурном
коэффициенте реактивности. Обычно мощностной коэффициент реактив-
ности - ан на порядок меньше температурного коэффициента реактивно-
сти - ат- Однако при быстром переходном процессе их вклад примерно
209
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
одинаков, т. к. изменение температуры топлива на порядок выше измене-
ния температуры натрия (т. е. a.N более быстродействующий), И послед-
нее, отрицательные значения a,v и требуют большего веса компенсиру-
ющих стержней для обеспечения подкритичности при останове реактора,
поскольку при останове происходит снижение температуры и мощности,
что приводит к высвобождению положительной реактивности.
Натриевый пустотный эффект реактивности. Этот эффект реак-
тивности рассматривается вследствие особой роли при аварийных процес-
сах, в которых натрий может быть удалён из одной или нескольких ТВС
вследствие закипания или прекращения расхода. При этом происходит
изменение реактивности, величина и знак которого существенно зависят
от пространственных координат места нарушения теплоотвода. Возникает
этот эффект при повышении температуры натрия из-за уменьшения его
плотности.
Равномерное уменьшение концентрации ядер натрия при повышении
температуры теплоносителя вносит сравнительно небольшой вклад в коэф-
фициенты реактивности (полный температурный и полный мощностной).
Эффект реактивности при удалении натрия из всего реактора БН-600
отрицателен для всех состояний активной зоны, однако в активной зоне
есть области, удаление натрия из которых даёт положительный скачок ре-
активности.
Наибольший интерес вызывает пространственное распределение ло-
кального натриевого пустотного эффекта. Локальный натриевый пустот-
ный эффект реактивности можно разделить на три составляющие:
• изменение утечки нейтронов из данного объема (снижение
рассеяния на ядрах натрия - увеличение утечки нейтронов -
снижение реактивности);
• изменение радиационного захвата нейтронов (снижение захва-
та - рост реактивности);
• изменение спектра (ужесточение спектра - рост реактивности
из-за роста деления горючего и сырьевого материала).
Первая составляющая всегда отрицательна (удаление натрия увели-
чивает утечку), вторая - всегда положительна, а третья может иметь
любой знак в зависимости от состава среды. Поэтому все эти процессы
конкурируют между собой, и степень их проявления зависит от района ак-
тивной зоны.
В центральной области активной зоны реактора на быстрых
нейтронах натриевый пустотный эффект реактивности имеет поло-
жительный знак, т. е. удаление натрия в этой области увеличивает реак-
тивность.
210
J. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Это объясняется главным образом ужесточением спектра нейтронов
(натрий! играет роль замедлителя), в результате чего происходит уменьше-
ние а2зэри (напомним: а2з9Ри сту / ау_ отношение сечения захвата и сечения
деления Ри) и увеличение доли делении четно-четных нуклидов тяже-
лых ядер. Кроме того, сечения захвата в продуктах деления и 238U умень-
шаются с ростом средней энергии нейтронов быстрее, чем сечение деле-
ния 239Рн (или 235U). Дополнительный положительный вклад в натриевый
пустотный эффект реактивности дает уменьшение поглощения нейтронов
натрием. На периферии активной зоны и в зонах воспроизводства натри-
евый пустотный эффект реактивности отрицателен, поскольку поло-
жительные составляющие его компенсируются увеличением утечки
нейтронов ггри потере натрия. При увеличении размеров активной зоны
роль утечки в балансе нейтронов снижается и натриевый пустотный эф-
фект реактивности становится более положительным (рис. 3.23).
В реакторах небольшой мощности область положительного натрие-
вого пустотного эффекта реактивности сравнительно невелика и полное
удаление натрия вносит отрицательную реактивность. Для больших реак-
торов натриевый пустотный эффект реактивности становится положи-
тельным не только в ограниченной области активной зоны, но и в целом
по реактору. Эффект реактивности от удаления натрия из центральной
ТВС БН-600 составляет -2-Ю’5 ДАА, а в реакторе уже БН-1600 +8-10’5 Ak/k.
Полное удаление натрия из реактора дает соответственно -0,01 ДА/А (1,4 Р)
Рис. 3.23. Пространственная зависимость натриевого пустотного эффекта реактивности
реактора БН-600 (красная линия - стержни КС погружены в активную зону, синяя линия -
стержни КС извлечены из активной эоны)
211
а томные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
Гидродинамический эффект реактивности. Гидродинамический
эффект возникает из-за перемещения элементов активной зоны вследствие
изменения расхода теплоносителя. При наличии принудительной цирку-
ляции теплоносителя давление между ТВС в центре активной зоны выше,
чем на периферии. Поскольку ТВС закреплены только своим нижним
концом в напорной камере, то при увеличении расхода натрия первого
контура они будут стремиться изгибаться наружу («разваливая» активную
зону). Вследствие этого будет увеличиваться утечка нейтронов, и, как
следствие, происходить уменьшение реактивности. Поэтому гидродина-
мический эффект у реактора БН-600 отрицателен.
В наибольшей степени эффект проявляется при одновременном из-
менении частоты вращения ГЦН-3. Величина и даже знак эффекта зависят
от конструкционных особенностей реактора. В БН-600 увеличение часто-
ты вращения ГЦН-1 с 250 до 1000 об/мин вызывает уменьшение реактив-
ности на 0,0003 &k/k . На такую же величину реактивность увеличивается
при свободном выбеге ГЦН с 1000 об/мин до остановки.
Наглядно можно увидеть действие гидродинамического эффекта ре-
активности при следующей ситуации: реактор находится в состоянии
автоматического поддержания мощности~ 0,1 % NHOM, автоматические
регуляторы (PC) в работе, требуется увеличить частоту вращения всех
ГЦН-1 (например, для проведения балансировки какого-либо ГЦН-1). В
этой ситуации увеличение частоты вращения всех ГЦН-1 с 250 об/мин
до ~ 940 об/мин вызовет извлечение стержня PC на величину, соответ-
ствующую гидродинамическому эффекту - примерно на 0,03-0,05 0 или
(О,21-О,35)-1О'3 dk/k.
Эффект реактивности от выгорания топлива и накопления про-
дуктов деления (в т. ч. нептуниевый эффект).
При работе реактора на мощности происходит изменение изотопно-
го состава топливной композиции и накопление продуктов деления.
В спектре активной зоны реактора на быстрых нейтронах среди продуктов
деления нет элементов с очень высокими сечениями поглощения, поэтому
здесь имеет место «зашлаковывание» реактора, но полностью отсутствуют
стационарное и нестационарное «отравления», свойственные реакторам на
тепловых нейтронах.
Значение коэффициента реактивности от выгорания топлива для
конкретного реактора существенным образом зависит от вида топливной
композиции, поступающей на загрузку, и от изотопного состава тяжелых
ядер. Для современных реакторов на быстрых нейтронах с окисным топ-
ливом (к которым относится БН-600) при всех топливных режимах эф-
фект от выгорания топлива отрицателен, т. е. а№ <0. В процессе работы
реактора идёт постоянный процесс наработки одних изотопов и выгора-
J. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХРЕАКТОРОВ
ния других изотопов. Однако результирующий эффект реактивности от
этих конкурирующих процессов - отрицателен. Наибольшая потеря реак-
тивности получается в режиме конвертера типа 5 —> 9 (когда выгорает
23SU, а нарабатывается 2г и), наименьшая - в режиме размножителя с по-
треблением плутония, содержащего большое количество высших изотопов.
Для реактора БН-600 эффект реактивности от выгорания топлива
приведен для микрокампании из 165 эффективных суток:
• расчётная величина изменения реактивности: -2,5-10'2 dk/k;
• поправка на неравномерность выгорания: - 0,2-10'2 dk/k;
• нептуниевый эффект реактивности: - 0,095-Ю'2 dk/k
Таким образом, суммарный эффект от выгорания топлива составля-
ет: 2,8-10'2 dk/k или 4 р. При пересчёте на изменение реактивности для
1 МВт в сутки получим:
r dk/
-0,12-Ю'6 —
МВт сут
Коэффициент изменения реактивности от выгорания топлива aNt
также следует называть асимптотическим, поскольку он реализуется при
достаточно продолжительной работе реактора на постоянной мощности.
При резком изменении мощности следует ввести поправку на «нептуние-
вый» эффект реактивности. Он связан с тем, что промежуточный изотоп
^Np, образующийся в процессе превращения ядра 239U в ядро 239Ри, имеет
сравнительно большой период полураспада (2, 3 дня):
238 т,.____,239 т, 23,5 мин ч 239 2,3 суток ч 239Рп
92U "-----* 92 U-----------* 93 N₽------------* 94Р“
При снижении мощности реактора скорость образования плутония в
первый момент остается прежней, в то время как скорость его выгорания
уменьшается, в результате фактический коэффициент изменения реактив-
ности будет в течение какого-то периода меньше асимптотического. При
резком увеличении мощности процесс носит обратный характер
(см, рис. 3.24).
213
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рис. 3.24. Нептуниевый эффект реактивности (коэффициент изменения реактивности
с выгоранием топлива)
Проявление нептуниевого эффекта реактивности особенно наглядно
демонстрируется после снижения мощности и стабилизации мощности на
уровне ~ 0,1 %. В этом случае перемещение рабочих органов PC за счет
выгорания топлива не наблюдается, так как происходит ввод положитель-
ной реактивности за счет проявления нептуниевого эффекта реактивности.
Водородный эффект реактивности. Одним из самых эффективных
замедлителей нейтронов является водород. Интерес к водородному эф-
фекту реактивности связан с возможностью заброса масла из системы
смазки подшипников ГЦН-1 в натрий первого контура (поскольку разло-
жение масла в реакторе приводит к образованию водорода). При обосно-
вании безопасности эксплуатации проводится анализ количества масла,
которое может поступить в активную зону реактора при нарушении в си-
стеме маслоснабжения ГЦН-3.
Конструкция уплотнения вала по газу (УВГ) ГЦН-1 исключает попа-
дания масла из системы верхнего подшипникового узла (ВПУ) в натрий
первого контура, поэтому в качестве причины попадания масла в первый
контур в обосновании безопасности рассматривается ситуация: неисправ-
ность УВГ при проведении подпитки его маслом. Эта ситуация оценена
как наиболее опасная. При этом объём масла, поступившего в натрий пер-
вого контура, оценивается следующим образом:
214
1 КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
^=^-^-1^=250-25-45=180 л , (3.119)
где V3B - объём заправочного бака; VCmy - объём стояночного уплотнения;
Уксп~ объём камеры случайных протечек.
Таким образом, доля масла в натрии 1 контура составит:
Г»асла =OJjl = П 0006
V натрия 300
А доля водорода (как источника положительной реактивности +р)
составит 80 г, что приведёт к вводу положительной реактивности, равной
0,05 %ДАА или 0,0005 ДА/t или 0,07 0.
Данная реактивность соответствует примерно 100 мм стержня PC,
перемещение которого свидетельствует об аномальном поведении реакто-
ра. Кроме того, от появления масла в натрии первого контура может про-
изойти зашлакование теплопередающих поверхностей твэла. Это проис-
ходит потому, что уже при температуре 230 °C масло взаимодействует с
натрием с появлением в защитном газе метана и этана, а на поверхности
натрия - асфальто-смолянистых веществ.
3.9. Баланс реактивности. Максимальный заиас реактивности
Органы регулировании. Диффереициальиаи характеристика.
Интегральная характеристика. Критическое положение стержней
В процессе пуска, останова и работы реактора на энергетическом
уровне мощности происходит изменение реактивности, определяемое эф-
фектами реактивности.
Все эти изменения реактивности целесообразно рассмотреть после-
довательно с момента пуска реактора, в процессе работы реактора и до
момента останова (другими словами, составить баланс реактивности - при
работе реактора).
При выводе реактора на номинальный уровень мощности происхо-
дит увеличение температуры теплоносителя на входе в АкЗ с 240 °C до
365 °C, т. е. происходит увеличение температуры на 125 °C. При отрица-
тельном температурном коэффициенте, равном - 2,34-10'2 ДА:Д, общая по-
теря реактивности от увеличения температуры составит - 0,32-Ю’2 Ыс/к
или - 0,46 0.
При выводе реактора на номинальный уровень мощности конечно
же происходит увеличение мощности реактора на 1470 МВт. При отрица-
тельном мощностном коэффициенте реактивности, равном - 0,52-10'2 Дк/к
общая потеря реактивности от увеличения мощности составит -
0,76-10’2 М или - 1,08 0.
215
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
В процессе работы реактора происходит выгорание топлива, а зна-
чит, и потеря реактивности. Для реактора БН-600 эффект реактивности от
выгорания топлива приведен для кампании из 165 эффективных суток:
• расчётная величина изменения реактивности: - 2,5-10"2 Мс/к;
• поправка на неравномерность выгорания: - 0,2-10"2 dk/k\
• нептуниевый эффект реактивности: - 0,095 10'2 dk/k.
Таким образом, общая потеря реактивности от выгорания топлива
при кампании в 165 эффективных еуток составит: - 2,8-10'2 dk/k или 4р.
Запас реактивности р.И[1. необходимый для обеспечения заданной
кампании, должен быть не меньше суммы абсолютных значений всех вы-
шеупомянутых эффектов, уменьшающих запас реактивности в процессе
кампании
Р™ Ы + Ы + Ы + Рря, (3.120)
где рк - запас реактивности на выгорание топлива; рт - запас реак-
тивности на компенсацию температурного эффекта реактивности; pN - за-
пас реактивности на компенсацию мощностного эффекта реактивности;
Ррез - резерв реактивности на неточность расчёта эффектов реактивности.
Максимальный запас реактивности (рмзр) _ реактивность, которая
может реализоваться в реакторе при извлечении всех средств воздействия
на реактивность для момента кампании и состояния реактора с макси-
мальным значением эффективного коэффициента размножения £Эфф.
Для реактора БН-600 значение рмЗР соответствует началу микрокам-
пании при температуре составных частей активной зоны 230 °C (уровень
мощности ~ 0,1 % Лном), поскольку именно в этом состоянии реактор име-
ет максимальное значение &эфф.
Значение рмзр рассчитывается как величина надкритичности при
полностью извлеченных стержнях СУЗ по отношению к критическому со-
стоянию после формирования загрузки активной зоны на следующую
микрокампанию при температуре составных частей активной зоны 230°С.
Для компенсации запаса реактивности реактора, высвобождения его
в ггроцессе эксплуатации, создания необходимой подкритичности в оста-
новленном реакторе, оперативного регулирования мощностью реактора и
быстрой остановки реактора используются стержни управления и защи-
ты реактора.
Для управления ядерным реактором БН-600 характерны три вида
управления:
• компенсация большого запаса реактивности ( рэап » р^ф);
• небольшое изменение реактивности (р < рЭфф) для регулирования
мощности реактора;
216
J. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
• быстрый ввод отрицательной реактивности для аварийной остановки
реактора (рзап» ₽эфф).
Поэтому для каждого вида управления используются свои управля-
ющие стержни: КС - компенсирующие стержни; PC - регулирующие
стержни; АЗ - стержни аварийной защиты.
Поскольку стержень управления и защиты всегда компенсирует ка-
кую-то реактивность, то для определения его эффективности используют
понятия физический вес стержня или компенсирующая способность
стержия. Физический вес стержня - это реактивность, которую он может
скомпенсировать при полном введении в активную зону и соответственно
высвободить при извлечении из активной зоны.
Эффективность компенсирующих стержней КС определяется сле-
дующими процессами:
• дополнительным поглощением нейтронов;
• дополнительной утечкой, вызванной деформацией поля нейтронов
вблизи стержней.
Физический вес всех компенсирующих стержней КС должен отве-
чать следующим условиям:
|р?|=|Р»|+| Р» | + |Рг|+Р^+Р„ , (3.121)
где рпод - нормативный уровень подкритичности реактора после
останова.
В табл. 3.8 приведены составляющие эффектов реактивности БН-600
для определения эффективности КС.
Таблица 3.8
Составляющие эффектов реактивности БН-600
Составляющая эффективности Величина, %Kk/k
Компенсация выгорания топлива (в т. ч. нептуниевый эффект) 2,8
Температурный и мощностной эффекты ре- активности (с 20 % запасом) 1,3
Оперативный запас на регулирование 0,4
Нормативный уровень подкритичности (при взведённых стержнях АЗ) 1,0
Требуемая эффективность всех стержпей КС 5,5
Требования к системе регулирующих стержней PC исходят из их
функционального назначения (поддержание мощности реактора на задан-
ном уровне) - физический вес обоих PC не должен превышать значения
217
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рэфф для обеспечения регулируемости реактора, но исключения возможно-
сти введения опасного значения положительной реактивности.
Система аварийной защиты АЗ должна обеспечить быстрый перевод
реактора в подкритическое состояние и удерживать реактор в этом состо-
янии до ввода более медленных систем подавления реактивности. При та-
ком быстром переводе в подкритическое состояние должны быть компен-
сированы эффекты реактивности, которые вводят положительную реак-
тивность: температурный эффект, мощностной эффект и нептуниевый
эффект. Кроме того, должна быть подавлена положительная реактивность,
которая как раз и может вызвать необходимость экстренной остановки ре-
актора - выбег стержня PC
|рг | = |Pr | + |Pw| + |Ргс | + |Pty> | (3.122)
Требования к системе АЗ для реактора БН-600 представлены в табл. 3.9.
Таблица 3.9
Требования к системе АЗ для реактора БН-600
Составляющая эффективности Величина, °/о&к/к
Температурный и мощностной эффекты реактивности (с 20 % запасом) 1,3
Нептуниевый эффект 0,1
Аварийный выбег PC 0,24
Нормативный уровень подкритичности 1,0
Требуемая эффективность всех стержней АЗ 2,64
Эффективность органов системы управления и защиты (СУЗ) выби-
рается, исходя из необходимости обеспечения нужного запаса реактивно-
сти для компенсации следующих изменений в процессе кампании:
• изменение изотопного состава (выгорание топлива);
• компенсация температурного эффекта;
• компенсация мощностного эффекта;
• компенсация прочих эффектов реактивности;
* нормативный уровень подкритичности.
Для реактора БН-600 изменения в процессе кампании представлены
в табл. 3.10.
218
J КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Таблица 3.10
Эффективность органов системы управления и защиты
Составляющая эффективности Величина,
Выгорание топлива -2,8
Температурный эффект реактивности -0,32
Мощностной эффект реактивности -0,76
Нормативный уровень подкритичности при пе- регрузке реактора 2,0
Требуемая эффективность всех стержней СУЗ 5,88
Дифференциальная характеристика стержня. Все величины эф-
фективности органов регулирования относятся к перемещению всего
стержня (от верха активной зоны до низа или наоборот). Однако очень
важно знать, какую эффективность имеет стержень при перемещении его
иа единицу длины. Это характеризует дифференциальная характеристика
стержня.
Дифференциальная характеристика стержня - это зависимость эф-
фективности 1 мм перемещения стержня от положения его в активной
зоне
(3.123)
dH J V 7
Если физический вес стержня небольшой, его введение в активную
зону не деформирует нейтронного поля, и тогда дифференциальная харак-
теристика имеет симметричный вид (кривая 1 на рис. 3.25). Однако, если
вводится много поглотителя (например, несколько стержней КС), то они
уже сильно деформируют нейтронное поле (оно смещается вниз) и, по-
этому максимум дифференциальной характеристики стержня смещается в
нижнюю часть активной зоны (кривая 2 на рис. 3.25).
219
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рис. 3.25. Дифференциальная характеристика одного (1) н нескольких стержней (2)
Необходимость построения дифференциальной характеристики за-
ключается в следующем (это в большей степени касается стержней КС):
♦ определение допустимого шага подъёма стержня КС, исходя из до-
пустимого значения высвобождаемой реактивности рдоп и макси-
мальной эффективности стержня dp/dH
L _ Рдоп___
Ш“^р/ 1 ; (3.124)
I /^L
• определение допустимой скорости подъёма стержня КС, исходя нз
допустимой скорости высвобождения реактивности;
• определение изменения реактивности при небольшом перемещении
стержня КС по высоте Л//
Ар=А//Ц^|; (3.125)
• построение интегральной характеристики.
Интегральная характеристика стержня. Для управления ядерным
реактором важно знать не только эффективность 1 мм перемещения
стержня, но и какую эффективность компенсирует стержень в зависимо-
сти от положения в активной зоне. Это отражено в интегральной характе-
ристике стержня.
220
3. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Интегральная характеристика стержня - это зависимость реак-
тивности, которую компенсирует стержень, от положения его по вы-
соте активной зоны :
(3.126)
Необходимость построения интегральной характеристики стержня
заключается в следующем:
• используется для расчёта критического положения стержней,
т. е. положения, при котором реактор находится в критическом
состоянии;
• определение запаса реактивности в любой момент кампании;
• определение высвобождаемой или компенсируемой реактивно-
сти при значительном перемещении стержня;
• определения подкритичности реактора после его останова;
• анализ поведения реактора при неисправностях с отдельными
стержнями.
Интегральная характеристика для одного и нескольких стержней
представлена на рис. 3.26.
Суммарная эффективность нескольких стержней, как правило, не
равна сумме эффективностей каждого стержня, измеренного отдельно.
Это явление называется интерференцией стержней. Оно обусловлено вли-
янием одного стержня, искажающего распределение нейтронного поля, на
эффективность другого стержня. Интерференция может быть положи-
тельной, отрицательной и нулевой (определяется коэффициентом интер-
ференции к)
Pi =A;-ZPkc . (3.127)
221
Л ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рис. 3.26. Интегральная характеристика одного (1) и нескольких (2) стержней
3.10. Пуск реактора. Управление реактором в критическом
состоянии. Режим саморегулирования
Пуском реактора называется вывод реактора из подкритического
состояния с допустимым периодом разгона до уровня плотности
нейтронного потока (мощности реактора), надёжно контролируемого
пусковой аппаратурой с автоматическим поддержанием мощности ре-
актора.
Исходный уровень мощности, с которого начинается пуск реактора,
обусловлен следующими факторами:
- самопроизвольным делением горючего;
- делением горючего нейтронами постороннего источника нейтронов;
- нейтронами от постороннего источника нейтронов.
Все эти три составляющие формируют плотность потока нейтронов
в подкритическом реакторе Фпод, которая определяет подкритическую
мощность реактора ^од1 на рис. 3.27.
222
3. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Рнс. 3,27. Изменение плотности потока нейтронов (мощности) при пуске реактора
Исходя из чувствительности аппаратуры, контролирующей мощ-
ность реактора, весь диапазон изменения мощности подразделяют иа три
поддиапазона:
- источниковый, когда плотность потока нейтронов определяется
в основном посторонним источником нейтронов;
- минимально автоматически регулируемая мощность, когда систе-
ма автоматического регулирования способна поддерживать мощность ре-
актора;
- мощностной, когда реактор работает на энергетическом уровне
мощности.
Первый период контроля мощности характеризуется значительным
изменением плотности нейтронного потока (несколько порядков), поэто-
му для контроля плотности потока в этом поддиапазоне применяют лога-
рифмические шкалы приборов. Мощностной период характеризуется из-
менением плотности нейтронного потока на два порядка, поэтому для
223
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
контроля мощности в этом поддиапазоне используют линейные шкалы
приборов.
Для реактора БП-600 для контроля нейтронной мощности реактора
используется аппаратура двух видов:
• импульсные каналы контроля мощности (для обеспечения кон-
троля плотности нейтронного потока при выводе реактора из подкритиче-
ского состояния до уровня мощности, при котором токовые каналы кон-
троля мощности устойчиво работают);
• токовые каналы контроля мощности (для обеспечения контроля
мощности с минимально-регулируемого уровня мощности до номиналь-
ной мощности).
Основное условие безопасности при пуске реактора: вывод его в
контролируемое надкритическое состояние с допустимым периодом и ис-
ключение возможности высвобождения реактивности больше доли запаз-
дывающих нейтронов (т. е. р > £). Для этого необходимо применить сле-
дующую последовательность:
- произвести расчёт критического положения стержпей КС и разра-
ботать программу их подъёма;
- при включенной пусковой аппаратуре извлечь стержни аварийной
защиты АЗ до верхнего положения, а регулирующие стержни PC до среднего
положения;
- по программе пуска произвести подъём стержней КС таким обра-
зом, чтобы увеличение плотности потока нейтронов (мощности) реактора
происходило с допустимым периодом.
Для обеспечения безопасного вывода реактора БН-600 из подкрити-
ческого состояния на уровень мощности, при котором аппаратура системы
автоматического регулирования обеспечивает устойчивое поддержание
мощности, применяются первые два способа. В нашем случае целесооб-
разнее применять термин: минимально-регулируемый уровень мощности,
поскольку на реакторе БН-600 процесс увеличения плотности нейтронно-
го потока (мощности) контролируется с начала подъёма стержней АЗ-
Во-первых, для увеличения значения плотности потока нейтронов в
подкритическом реакторе БН-600 применяются сурьмяно-бериллиевые
фотонейтронные источники. Фотонейтронный источник нейтронов обес-
печивает производство нейтронов благодаря реакции (у, п). Поэтому в ре-
акторе БН-600 применяются два источника: один источник находится на
границе активной зоны реактора и боковой зоны воспроизводства, второй
(рабочий) в зоне среднего обогащения (ЗСО). Первый иеточник фотоней-
тронов, находящийся на границе активной зоны, активируется (под воздей-
ствием нейтронного излучения происходит преобразование 123Sb в активный
изотоп 124Sb) в течение одной кампании. После активации сурьма с перио-
224 “ ““
3. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
дом полураспада, равным 60 дням, испускает жёсткое у-излучение с энерги-
ей^ 1,7 МэВ:
‘liSb+Jjw'^Sb + у.
Если энергия у-квантов постоянна, то получаются моноэнергетиче-
ские нейтроны. Далее идёт реакция (у,н) на Be:
’Ве + у^’Ве+^з.
Источник испускает нейтроны с энергией 24 кэВ. Выход нейтронов
источника - 1,9 • 105 нейтрона в секунду на 1 Ки радиоактивного веще-
ства. Перестановка источников происходит каждую кампанию.
Во-вторых, для контроля плотности нейтронного потока (мощности)
на реакторе БН-600 применяют две системы:
• импульсные каналы контроля мощности с датчиками в виде счёт-
чика нейтронов CHM-I8-1 - обеспечивают контроль плотности
нейтронного потока с подкритического состояния до момента устой-
чивой работы токовых каналов контроля мощности (после этого
счётчики поднимаются вверх из зоны действия максимального
нейтронного потока в блок защиты);
• токовые каналы контроля мощности с датчиками в виде ионизаци-
онной камеры КНК-15-1 - обеспечивают контроль мощности с мо-
мента начала их устойчивой работы и далее во всём рабочем диапа-
зоне мощностей.
Применение этих двух систем (наряду с использованием фотоней-
тронного источника нейтронов) позволяет контролировать весь процесс
изменения плотности потока нейтронов при выводе реактора из подкри-
тического состояния до минимально-регулируемого уровня и далее.
3.11. Останов н расхолаживание реактора
Остановом реактора называется процесс приведения его в подкри-
тическое состояние для снижения тепловой мощности до уровня, опре-
деляемого спонтанным делением, фотонейтронами и р- и у-излучением
осколков деления.
Остановы реактора могут быть двух видов:
• Плановый - в этом случае скорость снижения мощности определяет-
ся допустимыми термическими напряжениями в оборудовании реак-
тора и блока.
• Аварийный - в этом случае скорость снижения мощности должна
обеспечить сохранность активной зоны. Подкритичность в этом слу-
чае должна быть такая, чтобы исключался выход реактора в крити-
225
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
ческое состояние вследствие отрицательных эффектов реактивности
от понижения температуры теплоносителя и мощности реактора.
Вообще изменение мощности отключаемого реактора имеет две осо-
бенности, которые должны быть учтены при его эксплуатации (рис. 3.28).
Рис. 3.28. Изменение мощности реактора после остановки реактора
Реактор, имеющий реактивность р < £, можно рассматривать как
подкритический на мгновенных нейтронах с внутренним источником за-
паздывающих нейтронов. После сброса регулирующих и аварийных
стержней в активную зону коэффициент размножения на мгновенных
нейтронах /<МП1 уменьшается с 1-р до где Д£ - эффективность всех
стержней. Мощность реактора за очень короткое время снижается с No ДО
N(l) на величину AN.
Л/(/) = ЛГ-
V 7 0 р+дГ
ДЛ^Л^------2—.
0 р + ДАг
(3.128)
После скачка мощности на её изменение начинают влиять запазды-
вающие нейтроны. Они испускаются осколками деления, образованными
в активной зоне до сброса стержней, в результате чего мощность медлен-
но уменьшается по закону:
226
3. КИНЕТИКА ВЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
N(i) = N(l)-e^T = N(iye~Xl . (3.129)
где Т— период отключаемого реактора; Л - постоянная распада осколков -
предшественников запаздывающих нейтронов.
Период отключаемого реактора зависит от времени жизни источни-
ков запаздывающих нейтронов. В первую очередь распадаются коротко-
живущие осколки, а затем и долгоживущие, поэтому период Т увеличива-
ется, и через некоторое время он определяется самой долгоживущей груп-
пой источников запаздывающих нейтронов с временем жизни около 80
секунд.
При отключении реактора запаздывающие нейтроны препятствуют
мгновенному прекращению цепной реакции. Для более быстрого сниже-
ния плотности деления ядер необходимо создавать как можно большую
отрицательную реактивность, Тогда плотность деления в активной зоне
через несколько минут снижается практически до нуля.
Во-впгорых, другой особенностью отключенного реактора является
длительный радиоактивный распад продуктов деления в активной зоне.
Интенсивность излучения продуктов деления постепенно падает ввиду
уменьшения их концентрации. Тепловыделение в отключенном реакторе,
обусловленное поглощением тепла от торможения радиоактивного 0- и
^-излучения продуктов деления горючего, накопившихся за время работы
реактора, называется остаточным. Для оценки остаточного тепловыде-
ления после длительной работы реактора используются эмпирические
формулы. Остаточное тепловыделение, определяемое 0- и у-излучением,
зависит от трёх факторов:
• номинальной мощности - №;
• времени после сброса стержней -
• времени работы на номинальной мощности - траб.
(3.130)
Уровень остаточного тепловыделения существенно зависит от но-
минальной мощности реактора и может оставаться достаточно высоким в
течение длительного времени. Так, по истечении нескольких часов после
отключения реактора остаточное тепловыделение составляет 1-2 % от
уровня номинальной мощности. Поэтому после остановки реактора требу-
ется поддерживать циркуляцию теплоносителя через активную зону для
снятия остаточного тепловыделения, чтобы исключить возможность раз-
рушения твэлов и других частей конструкции реактора.
Таким образом (см. рис. 3.28), на мгновенных нейтронах мощность
снижается за доли секунды. Тепловая инерция активной зоны зависит от
227
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
материалов зоны и условий теплосъёма. Практически этой инерцией мож-
но пренебречь через несколько секунд после снижения мощности реакто-
ра. Наиболее существенное ограничение в скорость снижения мощности в
течение первых минут после останова реактора вносят запаздывающие
нейтроны. Тепловой мощностью, обусловленной делением топлива запаз-
дывающими нейтронами, можно пренебречь спустя 3-5 минут после оста-
нова.
Основной составляющей тепловой мощности в любом ядерном реак-
торе, через несколько минут после его останова, в течение длительного
времени будет тепловыделение вследствие торможения р- и у-излучения
осколков деления, которое, собственно, и принято называть остаточным
тепловыделением после останова реактора.
228
4. ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РАБОТ НА НАТРИЕВЫХ СИСТЕМАХ
4. Особенности проведения работ на натриевых системах
4.1. Натриевый теплоноситель
Особое место среди известных теплоносителей занимают жидкие
металлы, имеющие высокую температуру кипения, низкое давление
насыщенных паров, высокую радиационную и термическую стойкость,
высокую теплопроводность, малую вязкость и другие подходящие физи-
ческие свойства, обеспечивающие интенсивную теплопередачу.
В качестве теплоносителей могут использоваться металлический ли-
тий, натрий, калий, ртуть, свинец, сплавы натрия с калием, свинца с вис-
мутом. Особый интерес для ядерной техники представляют щелочные ме-
таллы (литий, натрий, калий и сплавы натрия с калием). Наиболее широ-
кое распространение в качестве теплоносителя ЯЭУ получил натрий. Его
основными преимуществами по сравнению с другими жидкометалличе-
скими теплоносителями являются высокие теплопередающие свойства,
умеренные затраты мощности на перекачку, малое коррозионное воздей-
ствие на конструкционные материалы.
Свойства натрия
Недостатками натрия являются относительно невысокая теплоем-
кость, высокая химическая активность по отношению к воде и воздуху,
относительно высокая температура плавления (требуется система элек-
трообогрева при пуске натриевых систем). Натрий первого контура, цир-
кулируя через активную зону реактора, приобретает жесткую
[-активность за счет образования изотопов '"Na (Т^ = 15,005 ч) и 2?Ка
= 2,602 года).
Металлический натрий был впервые получен электролизом англий-
ским ученым Г. Дэви в 1807 г. Из-за отсутствия в то время мощных ис-
точников электрического тока этот способ не нашел применения в техни-
ке. Долгое время натрий получали химическим путем. Однако с появлени-
ем дешевой элекроэнергии интерес к элекролитическому способу возрос.
До 1925 г. в промышленности почти весь натрий получали электро-
лизом едкого натра. В настоящее время более 95 % мирового производства
основано на электролизе хлористого натрия, что обусловлено дешевизной
сырья и возможностью использования ценного побочного продукта - хлора.
Распространенность натрия в земной коре достигает 2,64 %. Его со-
держание в Мировом океане оценивается в 1,5-1016 т. Важнейшими при-
родными соединениями натрия являются каменная соль (NaCl), мираби-
лит (Na;SO4’ЮП-О), чилийская селитра (NaNO;,) и др. Кроме того, натрий
входит в состав многих минералов. Месторождения соединений натрия
широко распространены.
229
Л ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРА МИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТЕНЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Натрий — серебристо-белый щелочной металл с удельным весом
968 кг/м3; температура плавления - 97,83 °C, температура кипения - 883 °C,
минимальная температура воспламенения в воздухе - 200 °C.
Натрий является синим иа наиболее химически активных ъжчлешок
Большинство реакций с натрием идет со значительным выделением тепж.
Натрий и сухой кислород взаимодействуют уже при комнатной тем-
пературе, но из-за образования защитной пленки оксида реакция прекра-
щается, Во влажном воздухе образуется тускло-серая пленка оксида
натрия. Расплавленный натрий в воздухе легко воспламеняется и горит с
температурой 650 °C, образуя белый дым окиси и перекиси натрия.
При взаимодействии натрия с кислородом образуются оксид и пе-
роксид:
4NaTB 1 О?-> 2№2ОТв + 416 кДж/моль;
4Маж + О2 —> 2На20тв + 436 кДж/моль; (4.1)
2NaTB + О2 —> Na2O2TB + 499 кДж/моль.
В расплавленном натрии устойчив лишь оксид, а пероксид в избытке
натрия разлагается, образуя оксид:
Na2O2 +2Na -> 2Na2O2. (4.2)
Натрий энергично взаимодействует с кислородом, водой, кислотами,
спиртами, галогенами, галоидзамещенными углеводородами, аммиаком,
фосфором, хлором, фтором, ртутью, причем часто реакции сопровожда-
ются самовоспламенением, взрывом.
Реакция натрия с водой протекает с образованием водорода и боль-
шим тепловыделением, выделяющееся тепло расплавляет натрий и реак-
ция ускоряется:
2NaTB + 2Н2Ож —> 2NaOHrK + Н2 + 141,0 кДж/моль; (4.3)
2Na,K-i 2Н2ОЖ - > 2NaOHTJj + Н2+147,3 кДж/моль; (4-4)
2Ыаж + 2Н2Опар —> 2NaOiITK + Н2+191,5 кДж/моль; (4.5)
2Na»: + Н2Опар-^ NaOHTB~NaHTJj+236.5 кДж/моль (300 °C); (4.6)
2NajB + Н2ОЖ — * Na2OTB + Н2+130,5 кДж/моль; (47)
2Ма»-КаОНи; — * Ма2Оте + NaHjB146,4 кДж/моль (400 °C); (4.8)
2Каж+Н2Опар -> Na2OTB + Н2+182,5 кДж/моль (450 °C). (4.9)
230
< ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РАБОТ НА НАТРИЕВЫХ СИСТЕМАХ
При температуре менее 318 °C (температура плавления NaOH) про-
текают реакции (4.3) - (4.7), при более высокой температуре избыток Na
реагирует с NaOH, образуя Na2O и NaH по реакции (4.8), выще 400 °C
протекает также реакция (4.9). Выделяющийся водород может взаимодей-
ствовать с Na с образованием гидрида:
Na-гв + 1 ЗН2 —» NaHre+57,5 кДж/моль.
(4.Ю)
Соотношение между NaH, Na2O и NaOH зависит от температуры и
количества воды. Обычный состав продуктов взаимодействия большого
количества Na с водой: 50 % NaOH; 40 % Na2O; 10 % NaH, В присутствии
большого количества воды или при растворении в воде смеси указанных
выше продуктов протекают реакции:
Na2OTB + Н2ОЖ —» 2МаОНТв~235,6 кДж/моль; (4.11)
NaHTB + Н2ОЖ -> NaOHTB + Н2г+109 кДж/моль. (4.12)
Таким образом, растворение в воде самого Na, его окиси и гидрида
происходит с большим тепловыделением; растворение NaOH-гв в воде также
сопровождается выделением тепла (42,44 кДж/моль). Конечным продук-
том во всех случаях является раствор NaOH.
Взаимодействие натрия со спиртами протекает более спокойно, чем с
водой. Спирты используются на практике для уничтожения небольших
количеств натрия и отмывки оборудования от остатков натрия:
2Na-TB + 2СН3ОНЖ 2СН3ОК!атв + Н2+201,5 кДж/моль;
2Иатв + 2С2Н5ОНж -> 2C-l LONaTB + Н2+2ОО кДж/моль. (4.13)
При нагревании натрий активно взаимодействует с водородом, угле-
родом, оксидами углерода, диоксидом кремния, серой, силикатами, окси-
дами ряда металлов.
Не взаимодействует натрий с инертными газами, кремнием, парафи-
ном и обезвоженным керосином, бензином, минеральным маслом. До
температуры 400 °C натрий не взаимодействует с сухим азотом.
Производство и транспортировка натриевого теплоносителя
Применяемое сырье и технология производства натрия на заводе
обусловливают загрязнение натрия рядом примесей. Их можно разделить
на две группы: генетические примеси и примеси, обусловленные техноло-
гией. Генетические примеси связаны с составом электролита, его загряз-
231
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ ИА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
нением посторонними примесями, В каменной соли наряду с хлоридом
натрия присутствует хлорид калия, В состав электролита входят хлориды
кальция и бария. Кроме того, в сырье могут присутствовать соединения и
ряда других элементов, таких как кремний, литий, железо, бор, цезий,
цинк, серебро и многие другие. При электролизе расплавов солей идет
процесс разрушения, распыления материала анода (графит) и футеровки
(внутренней облицовки ванны керамикой). Это также приводит к загряз-
нению натрия. Суммарное загрязнение не превышает 0,1 %, Многие при-
меси присутствуют в таких количествах, когда они практически не оказы-
вают никакого влияния на свойства натрия как теплоносителя. Часть при-
месей может быть удалена последующей очисткой. Исключение составля-
ет примесь калия. Этот элемент практически невозможно удалить из
натрия и влиять на его содержание можно только выбором сырья. Содер-
жание калия обычно превышает сумму всех остальных примесей, вместе
взятых.
Другая группа примесей связана с загрязнением получаемого натрия
в процессе его сбора из электролизеров, рафинирования и загрузки в
накопительные и транспортные емкости. Для обеспечения необходимого
качества натрия, поставляемого на реакторную установку, на заводе-
поставщике организуется контроль натрия, загружаемого в емкость для
отправки заказчику.
Перевозка больших количеств натрия может производиться как же-
лезнодорожным, так и автомобильным транспортом. Для энергоблока с
реактором БН-600 транспортировка осуществлялась в железнодорожных
цистернах (см. рис. 4.1) грузоподъемностью 56,6 т. Максимальное количе-
ство перевозимого натрия - 25 т. Четырехосный вагон-цистерна представ-
ляет собой передвижную установку, состоящую из котла, изоляции котла,
кожуха котла, электронагревателей, горловины с люком, в которой распо-
ложены патрубки загрузки-выгрузки, подачи-сброса газа, измерения тем-
пературы и давления. Для подключения электропитания нагревателей и
приборов измерения температуры имеются разъемы, расположенные в
арматурных ящиках цистерны. Разогрев цистерны производится в пунктах
загрузки и выгрузки подключением нагревателей к внешнему источнику
электроснабжения.
232
< ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РАБОТ НА НАТРИЕВЫХ СИСТЕМАХ
Рис. 4 1. Железнодорожная цистерна для перевозки натрия
Котел представляет собой цилиндрический сосуд с двухслойной стен-
кой, наружный слой толщиной 9 мм - сталь СтЗ, внутренний слой - нержа-
веющая сталь 1Х18Н10Т толщиной 3 мм. В верхней части котла приваре-
ны обечайка горловины и люк-лаз. Для регулирования электрообогрева
предусмотрены термореле. Обогрев котла осуществляется за счет есте-
ственной конвекции разогретого нагревателем воздуха в зазоре между
готлом и кожухом.
При транспортировке натрия по железной дороге он должен быть в
замороженном состоянии.
Приемка и накопление натрия на АЭС
В зависимости от выбранного вида емкостей для транспортировки
натрия, а также от технологии получения его на заводе-изготовителе раз-
рабатывается соответствующая система приемки его на АЭС. Система
приемки обеспечивает разогрев транспортных емкостей до необходимой
температуры (обычно до 150-200 °C), передавливание иди перекачку
натрия в сливные баки, предварительную очистку от некоторых примесей
илн включений, окончательную очистку натрия холодными ловушками,
входной контроль качества натрия, охлаждение и подготовку' транспорт-
ных емкостей к транспортировке на завод-поставщик натрия.
В процессе подготовки натрия для реактора БН-350 пришлось затра-
тить много времени на дополнительную очистку натрия от парафина. По-
этому в технологическом процессе производства натрия для реактора БН-
600 были внесены изменения, исключающие применение парафина и ма-
сел на заводе-изготовителе. В результате на приемку почти 1800 т натрия
233
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
потребовалось около 8 мес. Максимальная скорость подготовки и приемки
доходила до 250 т в месяц при использовании 8 цистерн. Перекачка рас-
плавленного натрия из одной транспортной цистерны в сливной бак зани-
мала примерно 1 час.
Работа по приемке натрия на реакторе БН-600 (рис. 4.2) включала
следующие операции: подсоединение съемных участков натриевого и газо-
вого трубопроводов (2 ч), разогрев натрия в цистерне до температуры
15СН-200 °C (до 20 ч), перекачка натрия из цистерны в сливной бак (около
1 ч), охлаждение съемных участков до температуры 40^60 °C (около 10 ч),
снятие съемных участков натрия и газа и подготовка цистерны для передачи
железпой дороге (до 2 ч).
Рис. 4.2. Помещение приемки натрия
Натрий, накопленный в сливных баках, отличается достаточно высо-
кой чистотой по кислородсодержащим, примесям, потому что перекачка
его из цистерн ведется при довольно низкой температуре (до 200 °C) и
большая часть примесей остается в цистерне. Тем не менее перед залив-
кой в первый или второй контуры реактора натрий очищается штатными
системами очистки первого и второго контуров (БН-600) или автономны-
ми холодными фильтр-ловушками (БН-350, «Феникс»). Накопление
натрия перед заполнением осуществляется в дренажных баках первого и
второго контуров. В процессе накопления натрия на АЭС ведется контроль
качества поступающего натрия.___________________________________
234
< ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РАБОТ НА НАТРИЕВЫХ СИСТЕМАХ
Работы по приемке натрия на энергоблоке №4 Белоярской АЭС с ре-
актором БН-800 делятся на три этапа:
1. Приемка натрия в баки второго контура,
2. Газовый разогрев и заполнение реактора натрием,
3. Заполнение второго коптура натрием.
Первый этап начинается с поступления первого транспортного
контейнера с натрием в помещение узла приемки натрия. Целями этапа
являются:
• перекачка натрия из транспортных контейнеров в баки второго
контура (5 шт.) и сосуды САЗ ПГ (3 шт.) и создание запаса натрия в объе-
ме 648 м3 (8 баков по 100 м3 с учетом коэффициента заполнения 0,8);
• выполнение пусконаладочных работ на технологическом оборудо-
вании и СКУ теплотехнического контроля оборудования, заполненного
натрием;
• очистка натрия, накопленного в баках, до достижения качества по
требованиям ОСТ 95 10582-2003 «Натрий реакторной чистоты для реак-
торов БН. Технические требования и методы контроля примесей».
Целями второго этапа являются:
• заполнение реактора натрием из баков первого контура;
• дозаиолнение баков первого и второго контуров по мере их опо-
рожнения;
• выполнение очистки и приведение качества натрия в сосудах
хранения первого контура в соответствие с нормами;
• выполнение ПНР, испытаний оборудования реактора и первого
контура с натрием;
• ввод в работу ГЦН-1, поддержание температуры теплоносителя в
контуре за счет электрообогрева и работы ГЦН-1.
Целями третьего этапа являются:
♦ подача натрия из баков второго контура в трубопроводы второго
контура;
• ввод в работу ГЦН-2, поддержание температуры теплоносителя в
контуре за счет электрообогрева и работы ГЦН-2;
• выполнение ПНР, индивидуальных и комплексных испытаний
оборудования и систем второго контура с натрием.
Все операции по наладке оборудования, участвующего в разогреве
транспортных контейнеров, и перекачке натрия из транспортных контей-
неров в сосуды бакового хозяйства второго контура (с последующими
накоплением, очисткой и хранением до начала заполнения сосудов перво-
го контура), осуществляются в соответствии с рабочими программами и
соответствующими инструкциями по эксплуатации.
235
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРА!«И НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Производитель заполняет транспортные контейнеры натрием задан-
ного проектом качества, в жидком виде и после снижения его температу-
ры до кристаллизации отправляет контейнеры с натрием на площадку
энергоблока №4 Белоярской АЭС.
Транспортные контейнеры вместимостью по натрию от 18 до 20 т
(номинальная масса 18,5 т) поступают в специально предназначенное для
их разгрузки помещение приемки натрия в реакторном отделении блока,
изолированное от смежных помещений герметичными дверями и герме-
тичными проходками по технологическим и кабельным коммуникациям.
Натрий в контейнерах разогревается до температуры плавления, плавится
и догревается до номинальной температуры с использованием специаль-
ной установки, теплоносителем в которой является масло, нагреваемое до
максимальной допустимой температуры 140 °C. Температура натрия при
этом не превышает 120-130 °C. Масло при указанных температурах не
вступает в химические реакции ни с кислородом воздуха, ни с жидкоме-
таллическим натрием. Жидкометаллический теплоноситель, за счёт вы-
теснения аргоном высшего сорта, поступает на всас электромагнитных
насосов и перекачивается ими по трубопроводу приёмки в предусмотрен-
ные проектом сосуды для его последующего накопления и хранения. Всё
оборудование и трубопроводы, содержащие жидко металлический тепло-
носитель, имеют внешний электрообогрев, позволяющий автоматически, с
заданной скоростью, производить как разогрев, так и охлаждение, а также
поддержание заданной температуры (в зависимости от режима эксплуата-
ции) в широком диапазоне и с высокой степенью точности.
Все технологические системы и элементы, входящие в их состав (со-
суды, фильтры, ловушки паров натрия, фильтр-ловушки, теплообменники,
насосы, арматура и трубопроводы) и имеющие непосредственный контакт
с натрием, перед их заполнением теплоносителем подлежат очистке (в до-
ступных местах), осушке (прогрев с использованием штатного оборудова-
ния), вакуумированию (стационарными и переносными вакуумными насо-
сами), продувке защитным газом, приобретённым или доведённым на
объекте до требуемого качества, предусмотренными проектом техниче-
скими средствами. Качество защитного газа (по его составу) регламенти-
ровано проектом и реально гарантируется техническими средствами.
Организационные и технические меры, в частности - предваритель-
ное вакуумирование оборудования ряда систем, в сочетании с продувкой
инертным газом, позволяют достичь максимальной чистоты поверхностей
оборудования работающего в контакте с натрием.
В качестве защитного газа для продувки оборудования и трубопро-
водов натриевых контуров перед их заполнением жидкометаллическим
теплоносителем используется инертный газ - apron высшего сорта, кото-
"236
4 ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РАБОТ НА НА ТРИЕВБ1Х СИСТЕМАХ
рый транспортируется на блок в сжиженном виде в специально предназна-
ченной для этих целей установке, из которой выгружается и хранится в спе-
циальных ресиверах. Функции приёма, долговременного хранения, выдачи,
очистки, осушки и раздачи возложены на предусмотренную проектом си-
стему, которая вводится в эксплуатацию с существенным опережением
начала поставок натрия.
В помещении для приёма натрия, кроме электромагнитных насосов,
арматуры и других элементов трубопроводов для транспортировки натрия
и контроля за процессами, размещено оборудование для нагрева масла и
обеспечения его принудительной циркуляции по змеевикам транспортных
контейнеров. Проектом установки подогрева масла (УПМ) предусмотрена
высокая степень автоматизации, контроль рабочих параметров, действие
защит и блокировок в необходимых случаях.
В зависимости от времени года и вследствие других объективных
организационных и технических причин поставка натрия осуществляется
хотя и ритмично, но неравномерно по скорости. Максимальная скорость
поставки не превышает двух контейнеров в неделю, но и не может сни-
зиться менее одного контейнера в неделю. К моменту окончания стадии
накопления натрия в сосудах второго контура будет принято примерно
640 м3 (ири заполнении до 80 % вместимости сосудов, геометрический
объём которых 100 м3). Затем предполагается технологический перерыв в
поставках натрия, необходимый для дозаполнения сосудов до их 90 %
вместимости, что в последующем позволит принять в эти же сосуды ещё
порядка 80 м3 натрия, что соответствует количеству натрия, содержащего-
ся в четырёх транспортных контейнерах. Таким образом, только в сосудах
второго контура может быть накоплено до 720 м3 жидкометаллического
теплоносителя.
Натрий, запасённый и хранящийся в сосудах второго контура, очищает-
ся в предусмотренных проектом фильтр-ловушках, предназначенных для
осаждения в них примесей (соединений натрия), образовавшихся при контак-
те натрия с внутренними поверхностями контуров и сосудов, а также с за-
щитным газом.
В случае исчезновения питания собственных нужд блока, отключе-
ния тепловых зон электрообогрева оборудования и трубопроводов и, как
следствие, охлаждения сосудов с натрием и снижения давления защитного
газа в газовых подушках избыточное давление в них и в транспортном
контейнере поддерживается путем подпитки их аргоном из расходного ре-
сивера «чистого» аргона по проектной схеме. Качество защитного газа,
при необходимости, может быть улучшено включением в работу системы
очистки и осушки аргона предусмотренной проектом и входящей в состав
упомянутой выше системы приёмки, выдачи и раздачи аргона, которая, в
237
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
свою очередь, в состоянии обеспечить песнижаемый запас этого газа на
технологические нужды реакторной установки.
Последовательность выполнения основных работ по приемке натрия в
сосуды второго контура (рис. 4.3) включает в себя следующие основные
операции:
- - -СО
трубопроводы натрия
вакуумные трубопроводы —।— р.таъемное соединение
трубопроводы аргона гибкое соединение
Рис. 4.3. Принципиальная схема приемки натрия: I - транспортная емкость;
2 - установка масляного разогрева; 3 - насос заполнения; 4 - емкости с маслом;
5 - в атмосферу; 6 - система раздачи чистого аргона; 7 - система вакуумирования;
8 - система отбора проб натрия второго контура; 9 - система бакового хозяйства второго
контура; 10 — насос электромагнитный
238
4. ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РАБОТ НА НАТРИЕВЫХ СИСТЕМАХ
• транспортная емкость доставляется, устанавливается в помещение
приемки натрия в соответствии с проектной разметкой и закрепляет-
ся для исключения несанкционированного перемещения;
• производится взвешивание транспортной емкости;
• трубопроводы системы приемки натрия подключаются к транспорт-
ному контейнеру посредством гибкого стального рукава (съёмный
участок);
• к транспортной емкости подключаются трубопроводы системы по-
дачи аргона;
• проверяется проходимость аргона в газовую полость транспортной
емкости и качество установки съёмного участка по отсутствию про-
пуска газа во фланцевом соединении;
• производится установка съёмных элементов электрообогрева кон-
тейнера и термопары для измерения температуры натрия в контей-
нере;
• производится подключение нагревателей транспортной емкости к
системе электроснабжения;
• контейнер подключается к установке подогрева масла посредством
гибких рукавов и производится разогрев транспортной емкости;
• производится разогрев трубопроводов и оборудования систем при-
емки натрия и бакового хозяйства от транспортного контейнера до
сосуда, в который планируется принять натрий.
По окончании разогрева контейнера и натриевых трубопроводов си-
стемы приёмки натрия собирается схема приемки натрия от транспортной
емкости до сосуда второго контура. Настраивается схема подачи аргона в
газовую полость транспортной емкости.
Процесс вытеснения натрия из транспортной емкости в трубопровод
выдачи и заполнение натрием электромагнитных насосов узла приёмки,
заполнение трубопровода выдачи в направлении электромагнитных насо-
сов бакового хозяйства второго контура контролируется по реагированию
сигнализаторов наличия натрия, входящих в состав насосов. По измене-
нию показаний приборов, контролирующих температуру (корпус насоса,
арматура и трубопроводы), начиная со съёмного участка по натрию на
контейнере и далее по ходу движения среды, вплоть до приёмного сосуда,
судят по продвижению фронта теплоносителя в сторону приёмной ёмко-
сти. При этом особое внимание обращается на отсутствие протечек во
фланцевых соединениях.
ЭМН, работающий на холостом ходу, плавно нагружается увеличе-
нием напряжения на его индукторе. По мере взятия нагрузки увеличивает-
ся нагрузочный ток. С начала устойчивой работы ЭМН показания расхо-
239
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
домера также становятся стабильными. Давление аргона в транспортном
контейнере также не может превышать установленных пределов. О начале
процесеа разгрузки натрия персонал судит по изменению показаний тер-
мопар и включению в работу нагревателей зон электрообогрева по всему
трубопроводу до приёмного сосуда, срабатыванию сигнализаторов нали-
чия натрия, заполнению ЭМП бакового хозяйства второго контура натри-
ем, изменению тока нагрузки этих насосов, появлению показаний расхо-
домера на напоре ЭМН бакового хозяйства.
Откачка натрия из контейнера производится непрерывно с расходом
2СН-30 м3/ч с постоянной подачей аргона в газовую полость. Каждый из
насосов, осуществляющих перекачку, находится в работе до срыва расхо-
да натрия, после чего сразу же отключается (переводитея в режим холо-
стого хода). В этом случае в контейнере остаётся минимальное количество
возвратного натрия, количество которого обусловлено конструктивными
особенностями транспортного контейнера. А съёмный участок и участок
стационарного трубопровода, до всасывающего коллектора ЭМН, остаёт-
ся свободным от натрия.
Далее разбираются схемы питания всех потребителей и сливается
масло из змеевиков контейнера в маслобаки установки, съёмные участки
продуваются аргоном и демонтируются. После охлаждения оборудования
естественным путём все съёмные элементы, включая гофрированный ру-
кав, демонтируются в обратной последовательности, а транспортный кон-
тейнер готовится к отправке в обратный путь.
На первом этапе для 80 % заполнения каждого из сосудов второго
контура будет принято но четыре контейнера, т. е. в общей сложности
32 контейнера ИСО.
Критерием оценки успешности выполнения работ на этапе приемки
натрия является выполнение всех предусмотренных операций в полном
объеме, устранение выявленных в ходе работ замечаний. Результаты ра-
бот оформлены актами и отчетами. Произведена перекачка натрия из
транспортных емкостей в сосуды бакового хозяйства второго контура
(5 шт.) и сосуды САЗ ПГ (3 шт.). В сосудах хранения создан запас натрия
720 м3 (с учетом коэффициента заполнения 0,9). Выполнена очистка
натрия в сосудах хранения. Качество натрия соответствует требованиям
ОСТ 95 10582-2003 «Натрий реакторной чистоты для реакторов БН. Тех-
нические требования н методы контроля примесей».
Обеспечение качества натриевого теплоносителя
Качество натриевого теплоносителя, необходимое для нормальной
работы реактора и оборудования натриевых контуров, обеспечивается
комплексом технологических и организационных мероприятий (поддер-
жание чистоты внутренних поверхностей контура при изготовлении и
240
4. ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РА БОТ НА НА ТРИЕВЫХ СИСТЕМАХ
монтаже, высокая степень чистоты натрия исходной поставки, оптималь-
ный режим приемки натрия и заполнения контуров, герметичность натри-
евых систем при эксплуатации, эффективная работа систем очистки
натрия, изоляция контура от окружающей среды при ремонтах).
В процессе монтажных и ремонтных работ на контурах установки
поверхности оборудования и трубопроводов, контактирующие с натрием,
загрязняются материалами, используемыми при проведении технологи-
ческих операций и в результате образования химических соединений при
взаимодействии конструкционных материалов с воздухом. Такое вза-
имодействие особенно интенсивно идет при выполнении сварки сталей с
последующим высокотемпературным отжигом. Недостаточно тщательно
проведенная расконсервация оборудования и материалов, требующих в
процессе хранения защиты от атмосферной коррозии, приводит к допол-
нительному загрязнению поверхности коптуров. Опыт показывает, что
при этом возможны загрязнения практически всеми материалами, исполь-
зуемыми в процессе работ. Современная организация монтажных работ
реакторных систем, не имевших контакта с натрием, обеспечивает чисто-
ту, ври которой попадание примесей в контур не превышает 3 г/м2.
При проведении работ в системе, в которой ранее уже находился на-
трий, неизбежны загрязнения продуктами взаимодействия остатков теп-
лоносителя с воздухом. Основные загрязнения будут состоять из гидрок-
сида и карбоната натрия. Толщина пленки натрия, остающейся на поверх-
ности оборудования после дренирования теплоносителя, составляет
5:10 мкм, и ее взаимодействие с воздухом заканчивается за 10 мин.
Основными источниками примесей в процессе эксплуатации явля-
ются защитный газ, конструкционные материалы, продукты ядерных ре-
акций и осколки деления, проникновение примесей за счет диффузии и
через имеющиеся неплотности.
На характер радиоактивного загрязнения поверхностей первого кон-
тура реакторов на быстрых нейтронах (РБН) влияют природа поверхности
сорбирующего материала, металлического расплава, химические свойства
и состояние радионуклидов, концентрация примеси, кинетические, гидро-
динамические факторы и др. Отличительной особенностью является малая
массовая концентрация радионуклидов в расплаве натрия. Радиоактивное
загрязнение поверхностей первого контура происходит в основном вслед-
ствие сорбционных процессов. Радионуклиды сорбируются на тонких окси-
дных отложениях и на частичках, которые вместе с сорбирующимися ради-
онуклидами осаждаются на поверхностях, образуя фазовые отложения.
В неизотермическом контуре радионуклиды сорбируются поверхно-
стью конструкционных материалов в соответствии с их коэффициентами
распределения. Отложение марганца и кобальта происходит преимуще-
241
атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
ственно на горячих участках контура, т. к. их коэффициенты распределе-
ния растут с увеличением температуры. Коэффициенты распределения це-
зия, наоборот, уменьшаются с ростом температуры, и поэтому его изото-
пы более эффективно сорбируются на холодных участках контура
Наименьшим коэффициентом распределения обладает 137Cs, являющийся
химическим аналогом натрия. Он менее других сорбируется на конструк-
ционных материалах и находится преимущественно в элементарной рас-
творимой форме в расплаве натрия.
Скорость поступления ПК в натрий зависит от скорости его цирку-
ляции по контуру. Исследования выхода из стали в натрий радионуклидов
54Ми и 60Со показали, что скорость выхода 54Мп в -3 раза выше, а ско-
рость выхода 60Со в 4 раза ниже суммарной скорости коррозии стали,
причем на скорость выхода существенное влияние оказывает содержание
в натрии кислорода. При увеличении содержания кислорода в 4 раза
(от 25 млн'1) скорость выхода различных ПК возрастает в 4-^55 раз.
Поверхностная загрязненность оборудования первого контура явля-
ется важной характеристикой при проведении ремонтных работ. Радиоак-
тивность отложений на поверхностях трубопроводов первого контура
(входной и выходной коллекторы фильтр-ловушек) и бака реактора опре-
деляется 54Мп. Его активность (по результатам спектрометрических изме-
рений на БН-600 в 1989 году) на поверхности входного коллектора дости-
гала 2,8 ГБк/м2, на поверхности выходного коллектора - в 3 раза меньше.
На боковой поверхности бака реактора активность 54Мп составляла
1,Н1,8 ГБк/м2, а в районе центральной части днища-до 3,5 ГБк/м2.
В поверхностных отложениях на выемных частях ГЦП-I максималь-
ная радиоактивность зафиксирована на поверхностях, омываемых натри-
ем. В радиоактивных отложениях преобладает 54Мп (1,5 19 ГБк/м2). Ак-
тивностъ других радионуклидов коррозионного происхождения ( Со, Со),
а также продуктов деления (137Cs, l34Cs, °5Nb, 140La) на таких поверхностях в
10 и более раз меньше. На поверхностях, находящихся в газовой полости,
преобладают отложения 137Cs. Его активность составляет О,5~9 ГБк/м2.
Активность теплоносителя второго контура определяется натрием-24,
образующимся при активации натрия во время прохождения его через
промежуточные теплообменники. В петлях, прилегающих по расположению
к элеваторам загрузки-выгрузки, активность 24Na составляет 50СН-700 Бк/кг.
В петле, расположенной напротив элеваторов, - 110 Бк/кг.
Требования по ограничению массовой концентрации кислорода в
натрии обеспечиваются методом «холодной» очистки натрия, основанным
на уменьшении растворимости кислорода при снижении температуры
натрия. Прокачка части теплоносителя через охлаждаемые ловушки поз-
воляет отфильтровывать окислы, выпадающие в осадок. Этим ограничи-
242
с особенности проведения работ на на триевых системах
вается скорость коррозии материалов, а также накопление продуктов кор-
розии в натриевых контурах, что нежелательно с точки зрения работоспо-
собности оборудования. В условиях радиоактивного первого контура это
существенно усложняет радиационную обстановку при проведении ин-
спекций и ремонтов оборудования.
Фильтрационные устройства, основанные на методе «холодного
улавливания» («холодные фильтр-ловушки» - ХФЛ), являются основным
и в большинстве случаев единственным средством очистки теплоносителя
в РБН. В реакторе «Суперфеникс» впервые была применена система
очистки натрия первого контура с ХФЛ, встроенными в бак реактора. Ло-
вушки размещены в горячей части бака реактора с отбором натрия на
очистку до промежуточных теплообменников (ПТО). Это существенно
повышает эффективность улавливания радиоактивных продуктов корро-
зии (54Мп, 60Со) и нерастворимых продуктов деления (140Ва, 93Zr и др.),
уменьшает их отложения на поверхностях ПТО. Преимуществом данной
схемы включения ХФЛ является исключение внешних коммуникаций с
радиоактивным натрием.
Важной задачей является очистка натрия от цезия (134Cs, 137Cs),
определяющего радиационную обстановку в первом контуре при работе
реактора с негерметичными твэлами. Эффективность улавливания цезия
обычными ХФЛ мала1. Для очистки натриевого теплоносителя от цезия
используют специальные ловушки с графитовым материалом. Графиты
являются наиболее эффективными материалами ловушек цезия в натрие-
вых контурах. Они образуют с цезием устойчивые химические соединения
-графитиды. Оптимальная температура работы этих ловушек 250-350 °C.
Локализация цезия в ловушке приводит к его десорбции и снижению по-
верхностного загрязнения контура циркуляции.
Первые испытания в реакторных условиях устройства для очистки
натриевого теплоносителя от 134Cs, 137Cs с использованием графита были
проведены в 1975 г. на реакторе БОР-60, а затем в 1978-1981 гг. - на реак-
торах EBR-2, «Рапсодия», БР-10, БОР-60 и БН-350, а в 1984, 1986 гг. - на
реакторе БН-600. Необходимость испытания этих устройств на реакторах
БОР-60 и БН-350 возникла в связи с накоплением цезия в контуре и по-
вышением его удельной активности. На реакторе БОР-60 через три года
работы с поврежденными твэлами, число которых составляло за кампа-
нию 6-ь40 шт., удельная активность 134Cs, 137Cs в теплоносителе достигла
0,74 ГБк/кг, суммарная активность в контуре - 18 ТБк. Мощность дозы
достигала 3,9, в некоторых местах 10 мкГр/с и на 80 % определялась гам-
ма-излучением изотопов 134Cs, 137Cs.
1 Эффективность улавливания цезия (отношение активности нуклида в ловушке к его активности во
всем контуре, включая ловушку) холодной ловушкой определяется содержанием в натрии неактивных приме-
сей (углерода и водорода). Доказательством этого стали исследования, проведенные иа БОР-60. Поэтому, при
услввии поддержания нормальной технологии натриевого теплоносителя, холодные ловушки не могут рас-
сматриваться квк эффективное средство очистки теплоносителя от цезия.
243
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Для первой очистки теплоносителя была использована ловушка,
представляющая собой емкость, содержащую слой гранул графита ГМЗ и
фильтр из прессованной стружки нержавеющей стали (см, рис. 4.4,а).
В дальнейшем использовалась ловушка в корпусе, аналогичном корпусу
ТВС, позволяющая использовать для ее извлечения систему перегрузки
реактора (рис. 4.4,6).
Очистка теплоносителя такими ловушками проводилась во время
перегрузочных работ. Ловушки устанавливали в активную зону реактора.
Длительность очистки в опытах на реакторе БОР-60 составляла 140 и 150 ч
соответственно. Активность цезия снизилась в 4,2 и 3,5 раза, мощность дозы
- в 2,7 и 1,4 раза соответственно, в ловушки выделено 8 и 2,2 ТБк цезия.
Рис, 4.4, Ловушки цезия:
а - БОР-60; б - БОР-60; в - БН-350 (МАВР); 1 - головка; 2 - фильтр;
3 - графит; 4 - корпус; 5 - трубка для распределения потоков натрия; 6 - хвостовик
244
4. ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РАБОТ НА НА ТРИЕВЫХ СИСТЕМАХ
В дальнейшем была разработана ловушка цезия реактора БН-350 -
МАВР (малогабаритный адсорбер для выведения радионуклидов). Очист-
ка теплоносителя от цезия с использованием ловушки МАВР осуществля-
лась на остановленном реакторе. Адсорбер состоит из шестигранного кор-
пуса с хвостовиком и головкой, идентичными деталям ТВС (см. рис. 4.4,в).
В корпусе размещены 4 капсулы с гранулированным сорбентом, фильтр
из прессованной стружки нержавеющей стали и система распределитель-
ных трубок. Теплоноситель поступал через отверстия в хвостовике во
входную камеру, распределялся на четыре потока, проходил через капсу-
лы с сорбентом и соединялся в общий поток перед фильтром. Каждая кап-
сула содержала 2,7 кг графита. С использованием адсорбера МАВР были
проведены две очистки теплоносителя. При расходе натрия через адсор-
бер 9 м’/ч и продолжительности очистки 5 сут мощность дозы гамма-
нзлучения в боксах петель снизилась в 1,5 - 2,1 раза.
Аналогичный адсорбер разового действия типа МАВР использовал-
ся для очистки теплоносителя реактора БН-600 в период остановки реак-
тора. Технические параметры в первом контуре в период остановки реак-
тора (температура натрия 220'230 °C, перепад давления на активной зоне
0,04-0.05 МПа при работе двух насосов 270^280 об/мин) при использова-
нии одного адсорбера обеспечивают за время 110:150 ч снижение актив-
ности в контуре БН-600 в 2,6 раза. Более глубокой очистки можно до-
стичь, используя одновременно 2-3 таких адсорбера или проводя процесс
очистки по специальной программе с изменением технологических пара-
метров.
Таким образом, подтверждается возможность эффективной очистки
натриевого теплоносителя от цезия и существенного улучшения радиаци-
онной обстановки на АЭС с реактором на быстрых нейтронах. Очистка
натриевого теплоносителя от цезия позволяет сократить длительность ре-
монтных работ, снизить дозу облучения персонала.
Разрабатываются также способы улавливания из натрия других нук-
лидов. Включение таких ловушек в систему очистки первого контура поз-
волит не только снизить уровень активности нуклидов в теплоносителе,
но и при необходимости провести очистку ХФЛ от большей части накоп-
ленной активности. Это радикально упростило бы задачу регенерации и
замены ХФЛ на работающих реакторах; значительно улучшилась бы ре-
монтопригодность оборудования первого контура.
4.2. Защитный газ
Ввиду большой химической активности натрия по отношению к
кислороду воздуха все натриевые системы выполняются герметичными, а
245
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
пространство над уровнем натрия в контурах РБН (в баке реактора, ГЦН
и ПТО) должно быть заполнено осушенным и очищенным от кислорода
инертным газом. Эти защитные меры позволяют исключить непосред-
ственный контакт натрия с воздухом, обеспечить поддержание необходи-
мого качества теплоносителя в процессе работы реактора, во время оста-
новки и при проведении ремонтных операций. Защитный газ должен быть
инертным прежде всего по отношению к натрию. Этому требованию удо-
влетворяет азот, который сравнительно дешев и доступен. Азот может
применяться для заполнения боксов, в которых размещены натриевые
контуры. Однако азот нельзя использовать при высоких температурах
(выше 400 °C), поскольку при этом может произойти глубокая нитридиза-
ция материалов и, как результат, серьезное их охрупчивание. В связи с
этим в качестве инертного газа для заполнения натриевых контуров и по-
мещений системы перегрузки современных РБН используют аргон. Аргон
не взаимодействует с натрием и практически не растворяется в нем во
всем диапазоне рабочих температур. Аргон хорошо удерживается в кон-
туре, т. к. его плотность больше, чем у воздуха. Это облегчает создание
инертной атмосферы за счет поддува при ремонте и разуплотнении конту-
ра. Недостатком аргона является его относительно большая наведенная
активность. Исследуется возможность применения гелия.
Аргон содержится в емкостях-хранилищах, подача его в натриевые
контуры осуществляется с помощью газодувок, а в случае проведения ре-
монтных работ проводится замена радиоактивного газа в контуре чистым.
Необходимым условием нормальной работы газовой системы является
очистка радиоактивного аргона первого контура от криптона и ксенона,
которая наиболее эффективно осуществляется методом адсорбции яа
охлажденном до криогенных температур (до -183 °C) активированном уг-
ле. Кроме того, за счет выдержки в специальных емкостях снижается ак-
тивность присутствующих в газе короткоживущих нуклидов.
4.3. Удаление натрия с иоверхностей оборудования
и трубопроводов
Общие положения
В процессе эксплуатации АЭС с натриевым теплоносителем перио-
дически возникает необходимость демонтажа отдельного оборудования,
его узлов, сборок, трубопроводов в целях их обследования, ремонта или
замены. На поверхностях оборудования, работющего в контакте с натри-
ем, обычно остается его пленка. Для некоторых видов оборудования,
например ПТО, не предусмотрен полный дренаж натрия, остаточное коли-
чество его может составлять 15-30 кг.
246
4. ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РАБОТ НА НАТРИЕВЫХ СИСТЕМАХ
Если оборудование относится к первому контуру (например, ГЦН,
ПТО), то натрий содержит радиоактивные загрязнения. Поэтому первой
необходимой операцией является удаление остатков натрия с поверхностей
оборудования. Пренебрежение этой операцией может привести к воспла-
менению натрия, взрывам при контакте с влагой, распространению радио-
активных аэрозолей и к коррозии материалов в результате воздействия на
сталь гидроокиси, образующейся при взаимодействии натрия с влагой.
Для обеспечения безопасности демонтажа и транспортировки натри-
евого оборудования до места проведения его отмывки1 используют герме-
тичные контейнеры, упаковки и т. д., заполненные сухим инертным газом.
При извлечении демонтируемого оборудования в контейнер делают вы-
держку для стекания натрия (при 200280 °C).
Отмывка радиоактивного оборудования первого контура представ-
ляет особую сложность, т. к. необходимо учитывать уровень активности,
размеры и сложность конструкции, дальнейшее использование оборудова-
ния, коррозионное воздействие на его материал, безопасность и простоту
операции, возможность регулирования скорости реакции. Образующиеся
продукты должны обладать малой летучестью, высокой температурой вос-
пламенения и достаточной растворимостью в реакционной среде. Расход
реагента для удаления натрия должен быть минимальным для сокращения
объема образующихся отходов.
Подход к отмывке оборудования зависит также от конечной цели от-
мывки - отмывки оборудования перед ремонтом в целях дальнейшего ис-
пользования или отмывки перед удалением оборудования в связи с не-
возможностью дальнейшей его эксплуатации.
Методы очистки оборудования от натрия
Применяющиеся в практике методы отмывки оборудования можно раз-
делить на две группы - широко применяемые, пригодные для различного
оборудования, и используемые для специальных случаев или особо ценного
оборудования. Для отмывки используются следующие способы обработки и
очистки:
• водой;
• парогазовыми смесями;
• паром;
• пеной растворов;
• растворами электролитов;
• водно-органическими растворами;
! Отмывка - это процесс удаления с поверхности оборудования остатков натрия пли
нродуктов его взаимодействия с кислородом или водой.
247
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
• органическими растворителями;
• возгонкой.
Основным способом удаления натрия с поверхности оборудования и
трубопроводов является обработка водой. Реакция натрия с водой протека-
ет с образованием водорода и большим тепловыделением (см. п. 4.1).
Вследствие значительного разогрева при реакции с водой натрий на
воздухе часто загорается. Кроме того, возможно образование гремучей
смеси, что приводит к взрывам и пожарам, особенно при уничтожении
большого количества натрия. Поэтому предпринимаются попытки умень-
шить скорость реакции натрия с водой путем снижения ее активности: ис-
пользуют парогазовые смеси, растворы электролитов, пены. Вместо по-
гружения оборудования в воду применяют струйную обработку, душиро-
вание, обработку водяным паром или туманом.
Наиболее перспективен метод очистки оборудования смесью пара с
газом, инертным по отношению к натрию (азот, аргон, СО2). Вначале обо-
рудование нагревают до 100:110 °C в инертной атмосфере для расплавле-
ния натрия, затем обрабатывают парогазовой смесью, повышая концен-
трацию влаги от 0 до 100 % по мере проведения отмывки, далее оборудо-
вание промывают погружением в воду.
Например, на реакторе KNK очистку оборудования проводили на
специальной установке (см. рис. 4.5). Бак для очистки заполняли азотом,
нагревали до 100-110 °C, продували смесь азота и водяного пара (до 10 кг
пара/ч). Интенсивность реакции Na с паром контролировалась по количе-
ству водорода. Давление в баке не превышало 3,6 МПа. Постепенное уве-
личение содержания пара показало, что достаточно энергичная реакция
начинается при 50%-ном содержании водяного пара. По окончании реак-
ции бак заполняли водой, после промывки детали высушивали нагретым
азотом. Продолжительность операции отмывки составляла 10-20 ч, при-
чем большая часть времени затрачивалась на разогрев и просушку обору-
дования.
Азот и водород сбрасывались в атмосферу через конденсатор, в ко-
тором отделялись аэрозоли NaOH и фильтры с активированным углем для
улавливания изотопов йода. К выходящим газам, содержащим водород, до-
бавляли 2,5-Ю5 м3/ч воздуха для предотвращения образования гремучей
смеси.
Обработка паром удобна для очистки больших узлов с простой гео-
метрией. Очистку производят на открытых площадках или в специальных
установках. Например, циркуляционный насос реактора в Даунрее очища-
ли в герметичной камере, в которую инжектировался пар. Соотношение
скорости подачи пара и вытяжной вентиляции регулировали так, чтобы
концентрация водорода не превышала 1 об.%. Кроме того, замкнутые объ-
248
4. ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РАБОТ НА НАТРИЕВЫХ СИСТЕМАХ
емы насоса продували азотом. Обработка паром продолжалась в течение
13 ч. В заключение насос промывали паром, раствором для нейтрализации
и водой, высушивали горячим воздухом. В некоторых случаях после
очистки паром наблюдалось интенсивное коррозионное растрескивание
стали под напряжением. Трещины возникали на участках, где температура
превышала 150 °C, а время контакта с NaOH достигало нескольких суток.
Рис. 4.5. Схема установки для очистки контурного оборудования от патрпя и дезактивации;
1 - камера для дезактивации; 2 - подачаазота; 3 - подачапара; 4-генератор пара;
5 - подача воды или дезактивирующего раствора; 6 - электронагреватель; 7 - отвод газа;
8 - конденсатор; 9 — фильтр; 10 — сброс газа; 11 - подача воздуха; 12 - гидрозатвор;
13 - насос откачкп жидких отходов
Очистка органическими растворителями
Взаимодействие Na со спиртами протекает более спокойно, чем с во-
дой (см. п. 4.1).
К выбору растворителя предъявляют следующие требования: раст-
воритель должен смешиваться с водой, обладать низкой летучестью, быть
доступным и дешевым, реагировать с Na спокойно; продукты реакции
должны иметь высокую растворимость в воде.
В большинстве случаев при взаимодействии Na со спиртами тем-
пература раствора возрастает. Зависимость скорости реакции от темпера-
туры позволяет регулировать протекание реакции. Для отвода тепла мож-
но вводить в спирт твердую углекислоту, при этом над поверхностью спир-
та создается инертная атмосфера. При растворении в смеси спирта и
инертной жидкости скорость реакции регулируют добавлением контроли-
руемых количеств спирта.
В отечественной практике этиловым спиртом отмывают, как прави-
ло, ценное оборудование, в том числе датчики приборов, которые предпо-
лагается использовать повторно. При этом отмывка спиртом ведется в три
этапа:
249
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
1) отмывка погружением устройств в 96 %-ный спирт с выдержкой
до прекращения выделения пузырьков водорода. Темп погружения дол-
жен быть таким, чтобы не происходило загораний металла или спирта из-
за разогрева за счет химической реакции. При загорании спирта следует
прекратить доступ кислорода к поверхности, укрыв ее крышкой, асбесто-
вым полотном или применив углекислотный огнетушитель. При тушении
спирта действовать осторожно, чтобы не плеснуть горящий спирт или
плавающий на его поверхности горящий щелочной металл на тело или
спецодежду. Поскольку при отмывке спиртом выделяется водород, от-
мывку необходимо вести в хорошо вентилируемом помещении, наиример
в камере уничтожения. Продукты реакции — алкоголяты натрия (калия),
нерастворимые в спирте, создают на поверхности щелочного металла
пленку, препятствующую химической реакции. Для смыва пленки алкого-
лятов с реагирующей поверхности следует периодически или непрерывно
перемещать отмываемый объект в спирте. Это удобно делать, поднимая и
опуская отмываемое оборудование в ванне со спиртом;
2) отмывка в 50%-ной смеси спирта с водой. Порядок работы и меры
предосторожности здесь те же, что и при отмывке чистым спиртом. Окон-
чание отмывки также определяется по прекращению выделения пузырь-
ков водорода;
3) промывка этиловым спиртом пли водой. Промывка спиртом при-
меняется для осушки ценного оборудования после отмывки и удаления
остатков алкоголятов. Промывка водой делается для оборудования, кото-
рое либо может быть тщательно высушено перед установкой в контур,
либо дальнейшая эксплуатация его не предполагается.
Мелкое ценное оборудование, загрязненное радиоактивным натри-
ем, может быть отмыто этиловым спиртом в вытяжном шкафу, приспо-
собленном для работы с радиоактивным щелочным металлом, по техноло-
гии, описанной для отмывки от нерадиоактивного натрия.
В качестве примера отмывки крупного оборудования с помощью ор-
ганических растворителей можно привести очистку насосов и парогенера-
торов реактора «Эирико Ферми», которые отмывали от натрия этанолом в
защитной атмосфере азота. Спирт прокачивали по трубам парогенератора
с расходом 75 л/мин, затем сборку заполняли спиртом. Через 60 ч спирт
сливали, а трубы осушали азотом. После очистки в некоторых местах был
обнаружен налет карбоната натрия. Насосы отмывали погружением в бак
со спиртом с последующим добавлением воды и промывкой раствором ор-
ганической кислоты. Последующая эксплуатация насосов показала, что
очистка не влияет отрицательно на их работоспособность.
При ремонтах натриевых систем АЭС с РБН этиловый спирт
(ГОСТ 18300-87) широко применяется для полной очистки внутренней
__ _ ...........................................................
4. ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РАБОТ НА НАТРИЕВЫХ СИСТЕМАХ
поверхности оборудования и трубопроводов после их разрезки и удаления
натрия, оставшегося на внутренней поверхности трубопровода, механиче-
ским способом (скребками, сверлением, фрезерованием и т. д.).
Системы отмывки оборудования от натрия
Рассмотрим устройство и работу систем отмывки и дезактивации
внутриреакторного оборудования и оборудования первого контура РБН.
Система отмывки БН-350 состоит из трех шахт, каждая из которых слу-
жит для отмывки конкретного оборудования (рис. 4.6), и содержит кон-
денсатор пара, два подогревателя дистиллята, две емкости для приготов-
ления дезактивирующих растворов, арматуру, трубопроводы, приборы
контроля.
Рис. 4.6. Система отмывки и дезактивации внутриреакторного оборудования
первого контура реактора БН-350:
1 - дезактивирующие растворы; 2 - подача на отмывку ТВС; 3 - пар; 4 - азот;
5 - дистиллят; 6 - подогреватель дистиллята; 7 - шахта длинномерного оборудования;
8 - шахта стационарная; 9 - шахта поворотная; 10 - конденсатор; 11 - сливной бак
Поворотная шахта предназначена для отмывки от натрия и дезакти-
вации трубного пучка промежуточного теплообменника. Она снабжена
злектрообогревом для расплавления оставшегося в трубном пучке натрия
второго коптура в целях последующего слива его в специальную емкость.
Для дренирования натрия из трубного пучка шахта с помощью электро-
привода может поворачиваться в вертикальной плоскости на угол 96°.
Стационарная шахта предназначена для отмывки и дезактивации вы-
251
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ с НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
емных частей ГЦН первого и второго контуров, выемных частей задвижек
и обратных клапанов. Выемная часть ГЦН закрепляется на фланце шахты,
выемные части задвижек и обратных клапанов устанавливаются на пере-
ходные кольца.
Шахта длинномерного оборудования предназначена для отмывки
элеваторов, механизма перегрузки и исполнительных механизмов СУЗ.
Моющие среды (пар, азот, дистиллят) подаются в общий коллектор.
В этот же коллектор подаются и дезактивирующие растворы. Из коллек-
тора моющие среды подаются на каждую шахту. Продукты реакций пара с
натрием из шахт и использованные дезактивирующие растворы поступа-
ют на комплекс по переработке жидких радиоактивных растворов.
Система отмывки оборудования реактора БН-600 состоит из трех
шахт и двух гнезд отмывки ТВС. Принципиальная схема подачи и отвода
моющих и дезактивирующих сред этой системы в основном аналогична
схеме, принятой на реакторе БН-350.
Шахта отмывки крупного оборудования предназначена для отмывки
от остатков натрия и дезактивации центральной колонны реактора, насо-
сов первого контура и теплообменников. Шахта представляет собой свар-
ную конструкцию из нержавеющей стали марки XI81 ПОГ, облицованную с
внешней стороны теплоизоляцией. Шахта выполнена герметичной и вакуум-
но-плотной. Верхняя часть шахты имеет герметизирующий колпак. Подвод и
отвод азота, пара, дистиллята и дезактивирующих растворов осуществляются
с помощью патрубков, присоединяемых к соответствующим линиям.
Шахта устанавливается в металлической опорной плите, верхняя
часть которой расположена в центральном зале, и опирается на нее флан-
цем, приваренным к корпусу шахты. Пижняя часть шахты расположена в
боксе со стенами из бетона, выполняющими функции биологической за-
щиты. Сверху шахта закрывается колпаком.
Установка в шахте подлежащего отмывке оборудования осуществля-
ется с использованием опорных плит и опорных колец с герметизирующи-
ми прокладками. Технология отмывки в шахте предусматривает следу-
ющие этапы:
1) разогрев всей шахты паром до 150 °C в целях снижения темпера-
турных напряжений в конструкциях шахты и предотвращения конденса-
ции пара при отмывке;
2) продувка шахты азотом для удаления остатков пара;
3) установка подлежащего отмывке оборудования;
4) установка колпака;
5) вакуумирование шахты для удаления воздуха;
6) заполнение шахты азотом;
7) отмывка паром с постепенным увеличением расхода пара до мак-
252
4. ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РАБОТ НА НАТРИЕВЫХ СИСТЕМАХ
симального (окончание отмывки определяется по прекращению выделе-
ния водорода, снижению щелочности сбросной жидкости до нейтральной
реакции);
8) промывка оборудования дистиллятом путем подъема его уровня
до уровня патрубка перелива;
9) дренаж дистиллята;
10) проведение дезактивации оборудования (при необходимости);
11) продувка шахты азотом;
12) демонтаж колпака и извлечение отмытого оборудования.
Установка в шахту для отмывки насоса и теплообменника произво-
дится с помощью транспортного контейнера (рис. 4.7). При отмывке этих
видов оборудования колпак шахты не устанавливается.
Рис. 4.7. Установка в шахте мойки крупного оборудования ГЦН:
1 - шахта мойки; 2 - выемная часть ГЦН; 3,4- опорные конструкции под установку
контейнера с ГЦН; 5 — захватно-подъемное устройство контейнера; 6 - шибер контейнера;
7 - контейнер
Шахта отмывки среднего оборудования предназначена для отмывки
от остатков натрия выемной части насоса второго контура, элеватора си-
стемы перегрузки топлива, коллекторов ТВС напорной камеры реактора,
защитной пробки. Конструкционно она подобна шахте для крупного обо-
рудования. Шахта установлена в металлической плите, лицевая сторона
которой находится в центральном зале.
253
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Установка в шахту подлежащего отмывке оборудования и механиз-
мов производится с применением опорных и переходных плит с гермети-
зирующими прокладками.
Скорость нагрева и охлаждения обмываемого оборудования уста-
новлена для насоса равной 10 °С/ч, для остального оборудования -
50 °С/ч. Технология отмывки и дезактивации подобна применяемой для
отмывки крупногабаритного оборудования. В связи с тем, что эта шахта
используется также для отмывки оборудования второго контура, при дез-
активации механизмов первого контура проводится дезактивация и самой
шахты.
Шахта отмывки длинномерного оборудования предназначена для от-
мывки от остатков натрия и дезактивации механизма перегрузки, меха-
низмов приводов СУЗ, гильзы элеватора, перископа и других механизмов и
деталей, которые имеют диаметр менее 0,5 м. Особенности конструк-
ционного исполнения и материал этой шахты аналогичны двум предыду-
щим. Шахта установлена в отверстии металлической плиты, лицевая сторо-
на которой находится в центральном зале. Верхняя часть шахты имеет
герметизирующий колпак.
Подготовка каждого типа оборудования к отмывке, а также проведе-
ние отмывки имеют определенные особенности, которые излагаются в со-
ответствующих инструкциях.
Способы уничтожения отходов, отмывки оборудования
Кроме систем отмывки, расположенных в здании реактора, на АЭС
имеются комплексы для уничтожения отходов щелочных металлов, где
могут также отмываться от натрия и некоторые детали. Комплекс, как
правило, включает несколько помещений: для уничтожения отходов и от-
мывки; операторское или пультовое; щитовое; храпения (накопления) от-
ходов и оборудования; подготовки отходов и оборудования к отмывке;
хранения отмытого оборудования; системы накопления и нейтрализации
отходов жидких отмывочных сред; системы вентиляции и удержания
аэрозольных продуктов реакции натрия с водой и кислородом воздуха.
Камера уничтожения имеет облицованные сталью стены, чтобы
предохранить бетонные стены здания от воздействия натрия. Пол также
стальной с уклоном в сторону дренажного отверстия.
По периметру стен имеется дренчерная система для водяной обмыв-
ки стен от прилипших кусочков патрия и щелочи. В верхней части камеры
находится подъемное устройство. Тяжелое оборудование завозится в ка-
меру на рельсовой тележке и снимается с нее подъемным устройством.
Обработка оборудования или щелочных отходов ведется из пультового
помещения с применением шпатового манипулятора, который представ-
ляет собой шаровой шарнир, закрепленный в отверстии стенки, разделя-
254
< ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РАБОТ НА НАТРИЕВЫХ СИСТЕМАХ
ющен камеру и пультовую, и перемещающуюся в просверленном по диа-
метру шарнира отверстии длинную трубку с наконечником. В трубку по-
дается вода или парогазовая смесь. Оператор, находясь в пультовой и
наблюдая за процессом через толстое защитное стекло в стенке камеры,
может направлять струю из манипулятора в выбранное отверстие обору-
дования или на отходы щелочного металла.
В помещении подготовки отходов и оборудования к отмывке может
быть предусмотрен механический участок с механической ножовкой, сва-
рочным постом и другим механическим оборудованием, необходимым
для разрезки и разборки поступающего для отмывки оборудования.
Порядок работы но уничтожению отходов или отмывке от натрия от-
дельных узлов на комплексе уничтожения следующий:
1) включают вентилятор и приборы контроля;
2) открывают задвижки на подаче пара, направляют струю пара или
распыленной воды в контейнер с отходами натрия (расход пара или воды
регулируют с помощью арматуры). Нормальным процессом по уничтоже-
нию отходов является такой, при котором из контейнера выделяется дым
без хлопков и взрывов. Прекращение выделения дыма из контейнера счи-
тается окончанием процесса отмывки;
3) закрывают арматуру на подаче пара и открывают па подаче воды в
контейнер;
4) после выдержки в течение одного часа воду из контейнера сливают;
5) подают воду на коллектор обмывки стен и оросительную систему
и производят отмывку в течение 1~2 минут.
При промывке отдельных узлов оборудования, отрезков трубопрово-
дов, арматуры необходимо предварительно принять меры к удалению из
них излишков металла, т. к. это существенно упростит их обработку па-
ром и сделает процесс более безопасным.
Без удаления металла, например, затруднительно удалить паровой
обработкой натрий из сильфонных металлических и газовакуумных вен-
тилей, в которых может находиться значительный объем щелочного ме-
талла: в вептиле Ду-25 до 250 см3, Ду-40 — до 500 см2, Ду-100 —
до 4000 см2 и т. д.
Чаще всего удаление основного объема металла производят выплав-
лением с помощью электронагревателей, а в некоторых случаях - путем
прогрева наружных поверхностей деталей паром.
Первый способ удобен для крупногабаритных деталей, имеющих боль-
шую длину, например труб. Деталь или трубу устанавливают с наклоном и
нижний конец помещают в ящик для сбора отходов щелочных металлов, на
дно которого насыпан слой огнегасительного состава. После выплавления
металла и остывания труба может быть разрезана на более короткие отрезки,
удобные для отмывки.
255
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКГРОСТА НЦИИ С РЕАКТОРА МИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Отдельное оборудование АЭС, например модули парогенераторов,
не может быть отмыто от натрия в штатных шахтах мойки. Их отмывку
можно производить либо на месте установки, либо на специальном стапе-
ле, установленном в отдельном помещении. В этом случае от модуля от-
резаются штатные трубопроводы подвода и отвода натрия, воды, пара, га-
за и проводится монтаж специальной схемы отмывки.
Рассмотрим в качестве примера отмывку испарителей парогенерато-
ров БН-350 в целях обеспечения необходимых условий работы при их ка-
питальном ремонте с полной заменой труб (см. рис. 4.8). У испарителей,
не имевших сквозных дефектов между натриевой и водяной полостями,
отмывке подвергалась только натриевая полость. При наличии отверстий
в трубках и попадании натрия на трубную доску отмывали также полость
третьего контура. В нескольких парогенераторах отмывке подвергали за-
битые на полное сечение продуктами реакции трубопроводы, примыкав-
шие к испарителям.
Все участки до начала промывки максимально дренировались от
натрия; в случае забивания штатных дренажей прокладывались времен-
ные линии.
К натриевой полости испарителя были подсоединены линии подачи
пара и инертного газа, сброса продуктов взаимодействия в разделитель-
ную емкость, отбора проб газа на содержание кислорода и водорода. К во-
дяной полости испарителя были подсоединены линии подачи и сброса
инертного газа и отбора проб на содержание водорода в этой полости. В
натриевую полость испарителя были встроены также две форсунки для
распыления воды.
256
4. ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РАБОТ НА НАТРИЕВЫХ СИСТЕМАХ
Рис. 4.8. Схема отмывки испарителя парогенератора реактора БН-350:
1,2,3,15 - вода; 4 - конденсатор: 5 - электронагреватели; 6 - испаритель; 7 - отбор проб;
8,12 - азот; 9 - прибор контроля давления; 10 - водород; 11 - пар; 13 - разрывная мембрана;
14 - разделительная емкость; 16 —сброс в атмосферу; 17 —гидрозатвор и бак-разбавитель
Перед началом промывки испаритель продували азотом для удале-
ния воздуха, затем его, разделительную емкость и трубопровод до конден-
сатора разогревали до 10СН-120°С. Затем при постоянной продувке азотом
с расходом 5 м3/ч подавали перегретый пар (130^150 °C) с расходом
5 кг/ч. Подводящие линии пара предварительно были продуты паром че-
рез специальный байпас, чтобы предотвратить конденсацию пара в трубах
и заброс конденсата в испаритель в момент первой подачи.
На последнем этапе подачи пара температура испарителя постепенно
снижалась до 8(Н90 °C. Время паровой отмывки недефектного испарителя
составляло примерно 10 ч; для испарителей с большим количеством про-
дуктов взаимодействия оно возрастало в 2-ьЗ раза. После снижения темпе-
ратуры испарителя до 80-1-90 °C проводили распыление воды с помощью
форсунок, расположенных в верхней части испарителя. Затем испаритель
257
а томные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с на триевым теплоносителем
заполняли обессоленной водой с температурой 80 °C со скоростью
200 мм/ч. Полноту отмывки определяли по щелочности раствора. Послед-
няя операция по отмывке испарителя заключалась в сушке полости второ-
го контура под вакуумом при нагреве до 120 °C в течение 1+2 сут.
Трубопроводы на входе в испаритель, в котором находилась основ-
ная масса продуктов взаимодействия, а также иа выходе испарителя были
вырезаны из контура, разрезаны на блоки длиной 6-10 м. Их отмывку
проводили паром в смеси с азотом, подаваемым с помощью специального
манипулятора. Окончательная отмывка производилась водой, содовым
раствором, спиртом с последующей продувкой и консервацией азотом.
На внутренней поверхности трубопроводов и корпуса испарителя не
было обнаружено язв или других повреждений, которые могли бы быть
последствием отмывки. По результатам отмывки и обследований отмытые
трубопроводы Ду-300, корпус испарителя и трубная доска были признаны
годными для дальнейшей эксплуатации. Последующая многолетняя экс-
плуатация отремонтированных парогенераторов подтвердила правиль-
ность сделанных выводов.
Дезактивация натриевого оборудования
Как уже было изложено выше (п. 4.1), в процессе работы ядерного
реактора оборудование и трубопроводы первого контура постепенно за-
грязняются радиоактивными продуктами коррозии, деления и активации
теплоносителя.
После дренирования натрия радиоактивные загрязнения почти пол-
ностью остаются на стенках оборудования и трубопроводов, и их излуче-
ние создает большие трудности при проведении ремонтных работ на нер-
вом контуре. У многих радиоактивных изотопов, входящих в состав за-
грязнений, большой период полураспада, поэтому даже после длительной
выдержки при остановленном реакторе радиационный фон остается высо-
ким, исключающим возможность ведения ремонтных работ.
В связи с этим возникает необходимость дезактивации оборудования
перед ремонтом. Первый этап дезактивации осуществляется в результате
предварительной отмывки оборудования от натрия. В процессе парогазо-
вой отмывки с поверхностей вместе с натрием удаляется не только радио-
активный 22Na, но и 137Cs и 90Zr. При этой операции смывается также 137Cs,
высадившийся в газовых полостях оборудования.
В результате парогазовой отмывки и обычно следующей после нее
водной промывки радиоактивность оборудования снижается в 2+6 раз.
Как правило, этого недостаточно, поэтому проводится обработка обору-
дования специальными дезактивирующими растворами.
258
4. ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РАБОТ НА НАТРИЕВЫХ СИСТЕМАХ
Результат дезактивации принято характеризовать коэффициентом
дезактивации Кю показывающим, во сколько раз снизилась радиоактив-
ность данного изотопа на оборудовании по сравнению с первоначальной.
Установлена необходимость того, чтобы в результате дезактивации актив-
ность каждого изотопа снижалась на менее чем в 100+1000 раз.
Такая степень дезактивации достигается после растворения слоя
конструкционного материала толщиной 3'6 мкм. После этого наличие ос-
таточной поверхностной радиоактивности трубопроводов или оборудова-
ния первого контура определяют изотопами 54Мп и б0Со, которые прони-
кают в сталь на глубину до 10 мкм.
При выборе способа дезактивации обращают внимание на характер
воздействия дезактивирующих реагентов на материал. Если предпола-
гается повторное использование дезактивируемого оборудования, необ-
ходимо выбрать такой способ, при котором воздействие будет мини-
мальным.
В качестве примера одного из способов можно отметить техноло-
гию, использованную неоднократно при дезактивации оборудования и
первого контура реактора БР-10 и хорошо себя зарекомендовавшую. Тех-
нология дезактивации состояла в следующем:
1) после парогазовой и дистиллятной отмывки контур заполнялся
0,3 %-ным водным раствором марганцевокислого калия (КМпО4) при тем-
пературе 60-70 °C с выдержкой в течение нескольких часов;
2) раствор сливался, и проводилась промывка водой при температуре
50-60 °C;
3) производилось заполнение контура 1,5 %-ным раствором щаве-
левой кислоты (Н2С2О4) с добавкой 1 %-ного пероксида водорода (Н2О2)
при температуре 50-60 °C с выдержкой циркулирующего раствора в тече-
ние 2~4 ч;
4) после слива раствора выполнялась водная промывка.
Было проведено шесть циклов дезактивации по описанной методике
и затем восемь циклов заключительной отмывки водой. Отмывка водой
радиоактивности контура ие изменила.
В результате было отмечено, что пароводяная отмывка удалила 75 %
общей активности, оставшейся на стенках после дренирования натрия, в
том числе почти всю активность цезия. Кислотная дезактивация сняла ос-
новную часть a-активности и активности продуктов коррозии: яМп, 58Со,
6°Со. Остаточная активность стенок первого контура определялась про-
дуктами коррозии и только на 3 % - 137Cs.
Сравнение образцов показало, что активность «горячей» стороны
контура (рабочая температура 500 °C) была в 3+6 раз выше активности
«холодной» (рабочая температура 350 °C).
259
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
При дезактивации выемной части насосов после отмывки от натрия
применяли заполнение 5 %-ным раствором азотной кислоты (HNO3) с по-
следующей промывкой водой. Это привело к снижению у-активности про-
точной части в 20-30 раз и позволило выполнить необходимые ремонтные
работы при минимальном облучении работающих.
Для дезактивации оборудования АЭС выбор технологии и рецепту-
ры дезактивирующих растворов проводится с учетом ожидаемых отложе-
ний, глубины проникновения изотонов в материал, предыстории его рабо-
ты и последующего использования.
При проведении работ, связанных с приготовлением растворов для
дезактивации, следует помнить и выполнять правила техники безопасно-
сти при работе с концентрированными кислотами: тело, глаза, руки и ор-
ганы дыхания должны быть защищены от воздействия кислот, их паров и
концентрированных растворов.
Мероприятия, обеспечивающие безопасность работ по удалению
натрия
До начала работы помимо организационных и технических мер
должно быть подготовлено необходимое количество штатных контейне-
ров, предварительно проверенных на герметичность и тщательно просу-
щенных, должен быть определен маршрут транспортировки контейнеров с
отходами, содержащими натрий, обеспечивающий минимальное облуче-
ние персонала и исключающий доступ к контейнерам посторонних лиц.
При уборке помещений и оборудования сначала насухо с помощью
щеток убирают натрий в контейнеры, производят дезактивацию с помо-
щью спиртовых мазков, а затем уборку влажными тряпками. Использо-
ванные щетки, тампоны, ветошь хранят в специальных контейнерах.
При протирке поверхностей спиртом необходимо организовать работу
таким образом, чтобы исключить алкогольное отравление работающих.
При производстве работ по очистке помещений и оборудования от
натрия допускается иметь на рабочем месте не более 3 контейнеров емко-
стью 10 и 20 литров, которые должны иметь приспособления как доя
строповки, так и для переноски руками. Контейнеры для транспортировки
радиоактивного натрия должны иметь на крышках и боковых поверхно-
стях знак радиационной опасности и надпись «Натрий - с водой взрывает-
ся», для нерадиоактивного натрия - только надпись. Кантовать, транспор-
тировать волоком, на плечах и спине контейнеры с натрием и его окисла-
ми запрещается.
По окончании работы контейнеры с нерадиоактивным натрием
должны быть доставлены в помещение приготовления натрия по заранее
260
4. ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РАБОТ НА НАТРИЕВЫХ СИСТЕМАХ
разработанным маршрутам. В специально оборудованной зоне этого по-
мещения (зоне подготовки контейнеров) натрий в контейнерах должен
быть засыпан глиноземом или порошком для огнетушения слоем не менее
100 мм, контейнер закрыт крышкой и герметизирован.
В таком виде контейнеры могут храниться до приезда автомашины,
но не более 3 суток. Погрузка контейнеров в автомашину производится
вручную. Далее контейнеры с нерадиоактивным натрием разгружаются
вручную или кран-балкой и укладываются в промежуточном складе
УДО.
Дожигание (уничтожение) отходов, содержащих нерадиоактивный
натрий, производится на УДО в соответствии с инструкцией по эксплуа-
тации этой установки.
Контейнеры с отходами, содержащими радиоактивный натрий, раз-
мещаются на временное хранение без вывоза из зоны контролируемого
доступа в специально выделенной и огороженной зоне с организацией от-
бора воздуха на содержание водорода в помещении.
Транспортировку отходов с радиоактивным натрием осуществляют
по заранее установленным маршрутам. Транспортировка контейнеров с
натрием в лифте запрещена.
Перед загрузкой отходов с радиоактивным натрием в контейнеры
должна быть обеспечена их герметизация (установка заглушек, упаковка в
полиэтиленовую пленку и т. д.).
Не допускается смешивание отходов с радиоактивным натрием и
другими отходами.
Уничтожение радиоактивного натрия производится в шахте-мойке
по утвержденной программе. Перед транспортировкой отходов с радиоак-
тивным натрием для их уничтожения в шахте-мойке они должны быть
разделаны до габаритов корзины (диаметр 300 мм, высота 1200 мм). Об-
щее количество отходов натрия, загружаемого в корзину шахты-мойки
для уничтожения, не должно превышать 7 кг.
261
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
4.4. Обеспечение безопасности ремонтных работ на натриевом
оборудовании
Биологическое действие натрия
Щелочные металлы в виде соединений в большинстве случаев про-
никают в организм человека через дыхательные пути, пищеварительный
тракт и кожу. Эти соединения представляют собой аэрозоли, которые в за-
висимости от условий своего образования являются либо продуктом реак-
ции щелочного металла с воздухом и влагой, либо в основном состоят из
элементарного щелочного металла. При работах с натрием на АЭС чаще
всего могут встречаться элементарный натрий, его гидроксид (NaOH), оксид
(Na2O) и пероксид (Na2O2). Предельно допустимая концентрация нерадиоак-
тивных аэрозолей натрия и его соединений в воздухе производственных по-
мещений установлена 0,5 мг/м3.
Гидроксид натрия при попадании на кожу и особенно на слизистые
оболочки образует мягкий ступ (щелочной ожог), не препятствующий
проникновению щелочи в более глубокие слои ткани. При попадании в
глаза он может вызвать слепоту. Чем выше концентрация и температура
образующегося раствора гидроксида, тем сильнее взаимодействие. Оксид
и пероксид натрия, попадая на влажную кожу или слизистые оболочки,
вызывает ожоги, т. к. при взаимодействии с влагой они образуют щелочь.
Воздействие металлического натрия объясняется его взаимодействием с
влагой и образованием щелочи. Кроме того, расплавленный натрий вызы-
вает тепловой ожог.
Правила безопасного производства ремоптных работ иа натрие-
вом оборудовании
Общие требования. Согласно «Правилам охраны труда при эксплуа-
тации тепломеханического оборудования и тепловых сетей атомных стан-
ций ФГУП концерн «Росэнергоатом» СТО 1.1.1.02.001.0673-2006» во вре-
мя производства работ в помещениях с оборудованием и трубопроводами,
содержащими натрий, все двери этих помещений (или не менее двух с
разных сторон) должны быть открыты и приняты меры против их само-
произвольного закрытия, Проходы к дверям должны быть свободны. Во
время осмотров и работы в помещениях, где имеются одни двери, разре-
шается открытие одних дверей. В остальное время двери этих помещений
должны быть закрыты на замки. Двери помещений первого контура при
работе реактора на мощности, кроме того, должны быть заварены и
опломбированы.
Разварка и вскрытие помещений нервого контура по истечении
1СН-12 суток после останова реактора, необходимых для распада натрия-24,
262
4 ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РАБОТ НА НАТРИЕВЫХ СИСТЕМАХ
производится персоналом ЦЦР в присутствии оперативного персонала и
дежурного дозиметриста при наличии разрешенной в установленном по-
рядке заявки на их вскрытие для производства работ.
Проведение в помещениях первого контура ремонтных работ разре-
шается только после тщательного изучения радиационной обстановки и
допуска персонала по дозиметрическим нарядам согласно «Инструкции
по радиационной безопасности».
Проходы внутри помещений должны быть свободными и безопас-
ными, помещения хорошо освещены. Временное складирование материа-
лов разрешается руководством подразделения владельца помещения в от-
веденных для этого районах помещения, не находящихся на пути эвакуа-
ции людей.
Не допускается вносить в помещение с оборудованием, содержащим
открытый натрий, воду или водные растворы, а также увлажненные мате-
риалы и оборудование, использовать влажную спецодежду.
При возникновении протечек воды в помещение с оборудованием,
содержащим натрий, ремонтные работы, связанные со вскрытием или на
вскрытом натриевом контуре, прекращаются и принимаются неотложные
меры по прекращению течи воды и удалению её из помещения, а также
меры по предотвращению попадания воды не только на вскрываемое, но и
на действующее оборудование.
При изменении режима работы систем с натрием, при которых ме-
няются условия безопасного проведения работ, работы в помещении этих
систем должны быть прекращены.
Запрещается оставлять оборудование и трубопроводы с открытой
поверхностью натрия. После разборки или разрезания должны быть не-
медленно приняты меры по уплотнению временными заглушками участ-
ков трубопроводов и оборудования со стороны контура, а демонтирован-
ные детали и оборудование уложены в металлические ящики с глинозе-
мом или МГС (механической гасящей смесью).
Просыпь натрия или его соединений должна немедленно и полно-
стью собираться в специальные металлические контейнеры, засыпаться
глиноземом или МГС и удаляться из помещения.
При проливе натрия все работы в этих помещениях, не связанные с
локализацией или тушением пожара, должны быть прекращены, а люди
выведены в безопасные места. Продолжение работ в этом помещении
возможно только после полного удаления натрия или его соединений с
пола, наружных поверхностей оборудования и помещения.
Запрещается производство работ в помещениях с натриевыми си-
стемами при пусках, остановах и опрессовках оборудования, кроме
осмотров.
263
атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
Организационными мероприятиями, обеспечивающими безопас-
ность работ при ремонте тепломеханического оборудования в соответ-
ствии с «Правилами охраны труда при эксплуатации тепломеханического
оборудования и тепловых сетей атомных станций ФГУП концерн «Рос-
энергоатом» СТО 1.1.1.02.001.0673-2006», являются:
• оформление работ нарядом-допуском или распоряжением;
• допуск к работе;
• надзор во время работы;
• оформление перерывов в работе;
• перевод на другое рабочее место;
• оформление окончания работы.
По нарядам выполняются следующие работы на оборудовании с
натрием:
• вырезка и замена элементов трубопроводов и оборудования с натри-
ем (участков труб, насосов, арматуры, датчиков КИП, защитных ко-
жухов, сильфонов);
• разборка разъемных соединений натриевых трубопроводов и обору-
дования (пробоотборников натрия, съемных участков труб, фланце-
вых соединений ГЦН, металлотканевых фильтров);
• замена электронагревателей на трубопроводах и оборудовании, про-
изводимая с лесов (подмостей) или требующая проведения огневых
работ;
• замена термопар неконтактного типа и уровнемеров на оборудова-
нии и трубопроводах с натрием;
• эксплутационный контроль металла оборудования и труб с натрием;
• приварка и срезка элементов с натриевых труб и оборудования;
• перемещение грузов над оборудованием и трубами с натрием;
• замена набивки, дублирующих уплотнений натриевой арматуры;
• ревизия ходовой части сильфонной арматуры;
• работы внутри передаточного и обмывочного боксов;
• осмотр и замена мембранно-разрывных устройств ББН.
При выдаче нарядов на оборудование с натрием условия их безопас-
ного производства (натриевую безопасность) определяет лицо, выдающее
наряд, соответствующего цеха. При недостаточности места в отдельной
строке (графе) к наряду может быть приложен отдельный лист с продол-
жением изложения условий проведения работ с подписью лица, выдавше-
го наряд, о чем в соответствующей строке (графе) делается запись.
При допуске к работе руководитель работ и производитель работ,
наблюдающий (в случае назначения) совместно с допускающим проверя-
264
4. ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РАБОТ НА НАТРИЕВЫХ СИСТЕМАХ
ют выполнение необходимых мероприятий по подготовке рабочего места,
указанных в наряде.
верка подготовки рабочих мест и допуск по наряду оформляются
подписями допускающего, руководителя и производителя (наблюдающе-
го) работ в соответствующих строках наряда. Оформление допуска долж-
но производиться только на рабочем месте бригады, после чего допуска-
ющий в присутствии руководителя и производителя работ, а также
наблюдающего вывешивает на месте работы плакат или знак безопасно-
сти «Работать здесь!». Вывешивание этого плаката (знака) при отсутствии
руководителя и производителя работ, наблюдающего не допускается.
Первичный допуск по наряду оформляется в таблице ежедневного
допуска к работе.
Один экземпляр наряда передается производителю работ, второй
остается у допускающего и хранится в папке действующих нарядов.
Руководитель работ проводит целевой инструктаж производителю
работ и членам бригады, производитель работ (наблюдающий) проводит
целевой инструктаж членам бригады непосредственно на рабочем месте.
Оформляют инструктаж записью в таблице целевых инструктажей.
Руководитель работ проверяет наличие записи в удостоверениях
членов бригады о проверке знаний правил охраны труда и отметки о про-
хождении медицинского осмотра, проводит инструктаж и допускает к ра-
боте по наряду, промежуточному наряду.
Производитель работ осуществляет допуск к работе и инструктаж
каждого члена бригады непосредственно на рабочем месте с росписью
членов бригады.
При разуплотнении трубопроводов, арматуры, вскрытии оборудования
натриевых или газовых контуров, связанных с натрием, должны присутство-
вать лично руководитель работ по наряду и оперативный персонал РЦ.
Все работы на оборудовании с радиоактивным натрием, а также на
оборудовании первого контура, прошедшем отмывку, должны произво-
диться по дозиметрическим нарядам (распоряжениям) согласно «Ин-
струкции по радиационной безопасности».
В работах на оборудовании с натрием должно участвовать не ме-
нее двух человек. При оперативном обходе, осмотре натриевых конту-
ров разрешается быть одному работнику, обслуживающему данное
оборудование.
Извлечение и установка термопар, в том числе отделенных от натри-
евого контура защитными чехлами и гильзами, являются работами, свя-
занными с возможностью повреждения натриевых контуров. Поэтому
данные работы выполняют согласно требованиям по проведению работ со
вскрытием оборудования и трубопроводов.
265
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Работы с оборудованием, извлеченным из натриевого контура, про-
водимые в мастерских, на стендах или отдельных зданиях, должны вы-
полняться по письменным разрешениям, выдаваемым начальником под-
разделения, выполняющего ремонт данного оборудования. В разрешении
должны быть указаны ответственные лица (руководитель и производитель
работ), содержание, место и время начала работы, необходимые меры по
подготовке рабочих мест, организационные и технические мероприятия
безопасного её проведения.
Разрешения на производство работ с оборудованием, извлеченным
из натриевого контура, должны регистрироваться в журналах учета работ
по нарядам и распоряжениям соответствующего подразделения.
Технические мероприятия для безопасного проведения ремонтных
работ на оборудовании с натрием.
При подготовке рабочего места двери помещений ремонтной зоны
должны быть открыты и приняты меры к недопущению их закрытия.
В помещении включают технологическую и общеобменную венти-
ляцию и принимают меры к недопущению подачи азота из системы пожа-
ротушения в данное помещение.
Производят необходимые отключения ремонтируемой зоны трубо-
проводов, оборудования, арматуры и т. д. и принимают меры, препят-
ствующие ошибочному их подключению к перемонтируемой зоне. При
необходимости производят опорожнение ремонтируемого участка техно-
логической схемы.
Схемы электрообогрева ремонтного участка отключают и принима-
ют меры, исключающие их включение. Температуру оборудования и тру-
бопроводов снижают до 60 °C и ниже.
Давление в контуре снижают до минимально возможной величины
по технологическим условиям, а в отключенном для ремонта участке ив
страховочном кожухе - до пуля.
Ремонтную зону, при необходимости, ограждают и вывешивают
предупреждающие и запрещающие знаки на оборудовании и в зоне про-
изводства работ.
В каждом подразделении, проводящем работы или обслуживание
оборудования с натрием, должен храниться запас комплектов защитных
средств в специально установленных местах отдельно от повседневной
спецодежды.
Количество данных комплектов должно согласовываться с ООТ.
Распоряжением руководителя подразделения назначается лицо, ответ-
ственное за хранение и исправное состояние защитных средств.
Технические мероприятия, обеспечивающие безопасность работ на
оборудовании с натрием, зависят от вида работ: работы со вскрытием
__ ......... _
4. ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РАБОТ НА НАТРИЕВЫХ СИСТЕМАХ
оборудования и трубопроводов; работы на оборудовании, связанном с
трубопроводами, и оборудованием, содержащим натрий; работы с откры-
тыми поверхностями натрия; работы с оборудованием, извлеченным из
натриевого контура.
Работы со вскрытием оборудования и трубопроводов. При выпол-
нении работ по ремонту систем АС со вскрытием оборудования в целях
предотвращения случайного попадания внутрь человека, а также попада-
ния во внутренние полости оборудования загрязнений и посторонних
предметов (обломков деталей оборудования, инструмента или деталей ре-
монтной оснастки, металлической стружки, абразивной или металличе-
ской ныли, сварочного грата, шлака, брызг металла и др.) должны неукос-
нительно соблюдаться требования охраны труда, записанные в наряде-
допуске, и Правила организации работ со вскрытием оборудования
(РД ЭО 0127-98).
Перед вскрытием оборудования и на все время производства работ
должно быть организовано ограждение производственной зоны с контро-
лируемым входом в нее и ограничен доступ персонала в зону, а также
проведена проверка на чистоту и отсутствие посторонних предметов на
мостах и тележках кранов, талей и других грузоподъемных устройств,
расположенных над оборудованием, которое подлежит вскрытию. Должен
выполняться учет вносимых в производственную зону инструмента,
оснастки, запчастей и материалов, а также наблюдение за их перемещени-
ем внутри зоны и удалением из неё, для чего необходимо организовать
соответствующий контроль.
До начала работ вскрываемое оборудование или участки трубопро-
водов должны быть отключены арматурой от натриевых и газовых систем,
разобраны электросхемы на тепловые зоны и электроприводы. Штурвалы
приводов обвязывают цепями и закрывают на замки.
Избыточное давление в газовых полостях емкостей системы снижа-
ют до минимально возможного, производят опорожнение оборудования
или участка трубопровода от натрия. Трубопроводы диаметром 89 мм и
менее разрешается перед ремонтом не опорожнять от натрия, но перед
резкой этих трубопроводов необходимо неразрушающими методами кон-
троля и замером температуры определить отсутствие в трубопроводе пу-
стот и убедиться, что натрий находится в твердом «замороженном» состо-
янии (не более 60 °C).
После окончания опорожнения оборудования и трубопроводов дре-
нажные вентили должны быть закрыты, а электрообогрев вскрываемого
оборудования или трубопровода ближайших к ним тепловых зон электро-
обогрева (не менее одной с каждой стороны за арматурой) труб системы и
дренажных трубопроводов отключен. Должны быть приняты меры против
267
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
ошибочного включения электрообогрева. Неразрушающим методом кон-
троля в месте вскрытия трубопровода или арматуры после их опорожне-
ния от натрия следует определить отсутствие теплоносителя или убедить-
ся, что натрий находится в твердом «замороженном» состоянии.
После отключения оборудования или трубопроводов на приводах и в
ремонтной зоне вывешивают предупреждающие знаки безопасности.
Работы по вскрытию оборудования или трубопроводов разрешается
производить при их температуре и температуре отключенных соседних
зон и дренажей не более 60 °C.
Перед началом работ должны быть подготовлены и внесены в поме-
щение средства для герметизации вскрываемого оборудования (времен-
ные заглушки): полиэтиленовые мешки и пленка, металлические поддоны
под оборудование и металлические ящики для загрязненных деталей и для
сбора просыпи натрия.
Перед началом работ в помещении должна быть установлена аптеч-
ка для оказания первой помощи при поражениях натрием.
Перед допуском людей в помещение закрывают вентили на трубо-
проводах подачи азота в это помещение от системы пожаротушения
натрия, берется анализ на состав воздуха в данном помещении, если эта
система пожаротушения использовалась в работе.
До начала работ подготавливают и вносят в помещение местные
средства тушения натрия (мешки с глиноземом или МГС).
Персонал, производящий работы по вскрытию оборудования с
натрием (разрезка или отсоединение разъемных соединений), должен
быть одет в спецодежду для работы с натрием.
Технология вскрытия оборудования или трубопровода и их ремонта
должна исключать плавление натрия внутри оборудования и трубопровода.
Для этого при резке оборудования и труб не допускается примене-
ние огня и сварочного оборудования. Для исключения нагрева места резки
выше 60 °C необходимо делать перерывы для остывания этого места по-
сле воздействия инструмента. Сварка трубопроводов допускается после
механического удаления натрия от места сварки на расстояние не менее
200 мм, полной очистки труб на этих участках от остатков натрия этило-
вым спиртом и просушки.
Работы по вскрытию оборудования и трубопроводов с натрием на
высоте должны производиться с лесов или подмостей. Не разрешается при
этом применение предохранительных поясов. Леса или подмости должны
иметь проектное ограждение и удобные проходы для быстрой эвакуации
персонала при возникновении протечки натрия или его возгорании носле
вскрытия оборудования.
268
Т ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РАБОТ НА НА ТРИЕВБ1Х СИСТЕМАХ
Все работы, связанные со вскрытием натриевых контуров, работы на
газовых системах, связанные непосредственно с натриевым оборудовани-
ем (до отключающей арматуры), работы с открытыми поверхностями
натрия (в том числе и работы в передаточном боксе), работы, связанные с
возможностью повреждения натриевых контуров, а также огневые и сва-
рочные работы на натриевом оборудовании и ближе одного метра от не-
изолированного натриевого оборудования производят по программам,
утвержденным главным инженером.
Работы на оборудовании и трубопроводах, содержащих натрий,
без их вскрытия. Работы, не связанные с опасностью повреждения трубо-
провода или оборудования с натрием, производятся, если это требуется по
технологическим причинам, без прекращения циркуляции натрия. Замена
или ремонт электрообогревателей обогрева, теплоизоляции, ревизия ходо-
вых гаек арматуры производятся без слива натрия, но с прекращением его
циркуляции и охлаждения ремонтируемого участка до температуры не
выше 60°С. При невозможности прекращения циркуляции и расхолажива-
ния до 60°С в наряде на производство работ должны быть указаны особые
условия и защитные средства для исключения ожогов персонала о горячие
поверхности.
При работах на трубопроводах и оборудовании с натрием, не свя-
занных с опасностью их повреждения, не требуется установка в помеще-
нии дополнительных средств сбора просыпи натрия, пожаротушения и ап-
течки. Эти работы разрешается производить в спецодежде, предназначен-
ной для работ в тепловых цехах электростанций, и в касках.
Работы, связанные с опасностью повреждения трубопроводов или
оборудования, производят в соответствии с требованиями по выполнению
работ со вскрытием оборудования и трубопроводов. К этим работам отно-
сятся: приварка и срезка элементов снаружи трубопроводов и оборудова-
ния; установка и снятие натриевых контрольно-измерительных приборов
(КИП); ремонт опор и подвесок; замена набивки дублирующего уплотне-
ния натриевой арматуры; электросварка и резка вблизи (меньше одного
метра) оборудования без тепловой изоляции; исследование трубок паро-
генератора со стороны третьего контура; эксплуатационный контроль ме-
талла, связанный с предварительной обработкой (кроме работ по зачистке
металла с использованием лепестковых кругов) или замером твердости
основного металла и сварных швов натриевых систем.
При работах на трубопроводах и оборудовании, связанных с воз-
можностью повреждения, персонал должен быть одет в спецодежду для
работ с натрием и иметь на рабочем месте аптечки и средства пожароту-
шения.
269
атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
Работы на оборудовании, не связанном с натриевыми системами.
Работы на оборудовании, не связанном с натриевыми системами, но
находящемся в помещении с оборудованием, содержащим натрий, разре-
шаются при условии отсутствия в этом помещении работ со вскрытием
натриевого оборудования или трубопроводов и работ, связанных с опас-
ностью повреждения оборудования и трубопроводов, содержащих натрий.
При изменении режима работы систем с натрием, при которых меняют-
ся условия безопасного проведения работ, работы в помещении этих систем
должны быть прекращены, изъят наряд, а персонал удален из помещения.
При производстве работ на оборудовании, не содержащем натрий,
руководствуются требованиями «Правил охраны труда при эксплуатации
тепломеханического оборудования и тепловых сетей атомных станций
ФГУП концерн «Росэнергоатом» СТО 1.1.1.02.001.0673-2006».
Работы на оборудовании, не содержащем натрий, разрешается про-
изводить в спецодежде, предназначенной для работ в тепловых цехах
электростанций, в касках.
Работы с открытыми поверхностями натрия. Для уборки натрия и
его соединений с открытыми поверхностями из помещений должна со-
ставляться программа, утвержденная главным инженером, согласованная
с отделом охраны труда (ООТ).
При ликвидации аварийного положения, связанного с протечкой
натрия из контура, должны быть приняты неотложные меры по прекраще-
нию течи натрия, локализации опасной зоны. Люди, работающие в этом и
смежных с ним помещениях, должны быть выведены. Опасная зона долж-
на быть выгорожена и вывешены предупреждающие знаки на всех входах
в помещение, где находится натрий. Помещение должно быть закрыто на
замок. Устанавливается периодический контроль за вылившимся натрием
для предотвращения его возгорания. У помещения организуют запас
средств пожаротушения.
Работы на оборудовании, извлеченном из натриевого контура. Обо-
рудование, извлеченное из натриевого контура, перед его ремонтом долж-
но пройти отмывку от натрия и дезактивацию по радиационным условиям,
согласно соответствующим инструкциям и программам.
При работах на оборудовании, не отмытом от натрия, в программе
должны быть указаны дополнительные меры безопасного их проведения.
Температура ремонтируемого оборудования не должна превышать
45 °C.
Работы на данном оборудовании должны выполняться по проекту
производства работ или технологическому процессу, утвержденному
ГИС, где должны быть указаны условия безопасного их производства.
Меры безопасности при работах по удалению натрия и продуктов
270
4. ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РАБОТ НА НАТРИЕВЫХ СИСТЕМАХ
его соединений на мелком и крупном оборудовании и на установках до-
жигания отходов натрия излагаются в соответствующих технологических
инструкциях АЭС.
В инструкциях по ремонту оборудования с натрием должен быть
раздел по безопасности проведения ремонта.
Тушение натриевого теплоносителя
Патрий воспламеняется на воздухе при температуре 28СН350 °C.
Температура воспламенения натрия зависит от многих факторов: таких
как количество и состояние излившегося натрия (лужа или мелкодисперс-
ная струя), статическое или турбулентное состояние металла, степень чи-
стоты натрия, относительная влажность воздуха. Наличие примесей и
влажность воздуха понижают температуру воспламенения. В контурах
натрий работает при температуре 300+550 °C. Это значит, что практиче-
ски во всех случаях его протечки в присутствии воздуха будет происхо-
дить самовоспламенение.
Среди горючих веществ натрий занимает одно из последних мест по
тепловому эффекту (удельная теплота сгорания натрия примерно в пять
раз меньше, чем нефти) и скорости горения. Температурные эффекты
натриевого пожара гораздо ниже, чем для обычных горючих веществ. Это
снижает разрушительный эффект пожара и облегчает его тушение. В
частности, разлитый и горящий натрий можно тушить, подойдя вплотную
и засыпая его порошковым составом.
Расчетный анализ и опыт эксплуатации натриевых контуров говорят
о том, что течи в них являются редким событием (они случаются в сред-
нем 2+3 раза в год). Принципиально важно, что дефекты, которые появ-
ляются, малы по размерам. Это связано с особенностями натриевых си-
стем (пластичность нержавеющей стали, низкие рабочие напряжения, ис-
пользование сварных соединений, низкие рабочие давления в напорной
части контура, отсутствие заметной коррозии применяемых сталей). Все
зто приводит к низкой вероятности течей натрия.
Для обнаружения течи и горения натрия используются устройства,
основанные на обнаружении электрического замыкания токоведущих
проводников электрообогрева вытекающим натрием, на контроле за тем-
пературой газовой среды технологических помещений, на контроле появ-
ления дыма в них с помощью дымоизвещателей, а для систем с радиоак-
тивным натрием - на контроле появления аэрозольной радиоактивности в
трубопроводах вытяжной вентиляции. Эти системы позволяют надежно
обнаруживать факт течи и горения натрия. При формировании сигнала о
течи дается команда на автоматическое срабатывание систем, обеспечи-
вающих локализацию пожара в пределах аварийного технологического
271
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
помещения, на включение устройства фильтрации аэрозольных продуктов
горения и отсечение аварийной натриевой системы.
Пожаротушение натрия обеспечивается в первую очередь пассив-
ными средствами, основанными на эффекте самотушения. В герметичном
или относительно герметичном помещении при выгорании кислорода до
4 5 % горение натрия прекращается.
Горение натрия сопровождается образованием большого количества
густого белого дыма - до 40 % продуктов горения может перейти в аэро-
золи, Основу смеси аэрозолей составляют оксиды натрия, а при значи-
тельной влажности воздуха - еще и гидроксид. В составе аэрозолей при-
сутствует также некоторое количество частиц непрореагировавшего
натрия. Все частицы, спекаясь между собой, образуют более крупные ча-
стицы, которые оседают на поверхностях оборудования и трубопроводов.
Аэрозольные частицы в силу своей химической активности могут нанести
серьезные повреждения оборудованию, расположенному в помещении,
особенно электротехническому и КИП.
Аэрозольные продукты горения представляют серьезную опасность
для человека, поэтому при возникновении течи натрия и его возгорании
следует принять меры для быстрого удаления людей из помещения.
В настоящее время сформировались две группы систем тушения
натрия, различающихся по роду действия: группа систем, в которых ис-
пользуются огнегасительные вещества, подаваемые в очаг горения прину-
дительно, и группа систем постоянного действия, противопожарный эф-
фект которых проявляется уже с самого начала течи и загорания щелочно-
го металла. В качестве огнегасительных могут использоваться порошко-
вые и газообразные средства.
Порошковые средства пожаротушения. Тушение натрия порош-
ковыми средствами осуществляется за счет того, что слой порошка, пода-
ваемого на поверхность горящего щелочного металла, изолирует его от
кислорода воздуха и тем самым подавляет горение.
Недостатками порошковых средств являются: низкая теплопередача
через слой порошка, сложность доставки к месту пожара по трубопрово-
дам, слеживаемость при хранении, способность поглощать влагу.
Среди большого разнообразия порошкообразных веществ для пожа-
ротушения натрия наибольшее распространение получили порошок огне-
гасящий МГС и порошкообразный оксид алюминия - глинозем (А12О3).
Порошковые средства пожаротушения обладают существенным недостат-
ком: они смачиваются натрием и тонут в нем, что ведет к большому рас-
ходу порошка на единицу площади горящего натрия. В связи с этим по-
рошковые средства могут применяться с хорошей эффективностью только
272
4. ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РА БОТ НА НА ТРИЕВЫХ СИСТЕМАХ
в тех технологических помещениях, где толщина слоя вылившегося
натрия не будет превышать 30:50 мм. Нормативный расход порошка МГС
для тушения натрия при толщине слоя 30; 40 мм составляет 8 кг/м2 по-
верхности горящего натрия. Применение глинозема требует расхода по-
рошка, равного 60 кг/м2, при толщине слоя 30^40 мм и 330 кг/м2 при тол-
щине слоя 18СМ-200 мм.
При тушении горящего натрия глинозем после охлаждения монолита
не образует, а проникает под слой натрия, создавая керамическую массу,
которая легко отделяется от металлоконструкций. Оба порошка приняты
как средства тушения натрия для ликвидации небольших пожаров в по-
мещениях, где не ожидается вылива больших объемов натрия.
В последнее время разработаны составы, механизм тушения кото-
рыми заключается в том, что при контакте с горящим натрием происходит
резкое увеличение их объема (вспучивание). Образующаяся толстая газо-
непроницаемая масса, обладающая хорошими теплоизоляционными свой-
ствами, прекращает доступ кислорода к поверхности горения, чем и до-
стигается эффект пожаротушения. Такие составы могут быть размещены
заранее в местах вероятных течей натрия, благодаря чему они вступают в
действие сразу с момента контакта с горящим натрием. Удельный расход
таких средств составляет около 3 6 кг/м2.
Действие газообразных средств пожаротушения основано на свой-
стве натрия прекращать горение при снижении концентрации кислорода
ниже 4:5 %. В помещение, где произошло возгорание натрия, подается
газ, не поддерживающий горение (например, азот или аргон), и горение
быстро прекращается. При экспериментальной проверке этого способа
оказалось, что в результате тушения азотом или аргоном на поверхности
образуются такие соединения, которые снижают температуру самовос-
пламенения до 70 °C. Этот недостаток был устранен введением в основ-
ной газ (азот, аргон) углекислоты в объемном содержании 4 % или более.
В результате температура самовоспламенения возросла до 260 °C.
Действовать в очаге пожара следует не менее чем вдвоем. В первую
очередь следует убедиться, что в районе очага горения нет пострадавших,
которым срочно должна быть оказана помощь. Принимая участие в туше-
нии пожара, необходимо соблюдать правила техники безопасности, осо-
бенно в отношении защиты глаз и органов дыхания. Тушение работника-
ми пожара радиоактивного натрия обязательно должно осуществляться в
спецодежде, обеспечивающей полную защиту тела от попадания радиоак-
тивных аэрозолей. Действовать необходимо быстро, но осторожно. При
подаче огнегасящих порошков вручную (совком, лопатой) необходимо
273
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
делать это так, чтобы не образовывалось брызг натрия, которые могут по-
пасть на самого работника или работающих рядом. Порошок следует раз-
брасывать по поверхности горения равномерно тонким слоем, чтобы
быстрее сбить пламя, далее подают порошок на места возникающих оча-
гов горения.
После ликвидации загорания за местом пожара необходимо органи-
зовать наблюдение, чтобы вовремя гасить возможные повторные возгора-
ния натрия, т. к. даже охлаждение до комнатной температуры не устраня-
ет опасность повторного возгорания, особенно при повышенной влажно-
сти воздуха. Удаляют остатки натрия и продукты его сгорания вместе со
средствами пожаротушения в металлические ящики, засыпают сверху ог-
негасящим порошком и плотно закрывают крышками. В таком виде их
транспортируют к месту уничтожения остатков натрия.
К противопожарным системам постоянного действия относятся:
• постоянное заполнение азотом технологических помещений,
где возможны течи и загорание натрия (разновидностью данного способа
пожаротушения является самотушение натрия за счет герметизации по-
мещений);
• наличие поддонов с гидрозатворами (являются очень удачными
и эффективными устройствами, в которых в малом объеме реализован
способ самотушения натрия) - см. рис. 4.9;
• сборные емкости как средства пожаротушения, свободные от
недостатков, присущих поддонам с гидрозатворами (трудность ликвида-
ции последствий течи и горения натрия). Если в поддоне сделать дренаж-
ную трубу и направить ее в бак с инертным газом, то натрий из гидроза-
твора будет сливаться в этот бак, и после соответствующей очистки его
можно будет использовать повторно.
274
4 ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РАБОТ НА НАТРИЕВЫХ СИСТЕМАХ
Рис. 4.9. Поддоп с гидрозатвором для тушения натрия:
1 - трубка гидрозатвора; 2 - корпус поддона; 3 - отверстие для выхода воздуха
при заполнении поддона жидким натрием
Химическая активность натрия требует также принятия специальных
противопожарных мер при замене или ремонте оборудования и трубопро-
водов. Извлечение насосов, теплообменников и других устройств, рабо-
тавших в натрии, может сопровождаться загоранием натрия. Это опасно
как с точкп зрения пожароопасности, так и химической токсичности. Осо-
бую опасность загорание натрия может представлять в случае проведения
ремонтных работ на оборудовании первого контура. Для предотвращения
возгорания принимаются следующие меры:
• охлаждение извлекаемого оборудования до комнатной температу-
ры;
• защита поверхностей, на которых имеются остатки натрия, от кон-
такта с воздухом (создание защитной атмосферы инертного газа, исполь-
зование специальных скафандров, установление заглушек на трубопрово-
ды и оборудование и т. д.);
• сокращение пребывания извлекаемого оборудования в открытой
воздушной среде.
275
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Противопожарная защита помещений с натриевым
теплоносителем
Пожарная опасность энергоблока с реактором на быстрых нейтронах
в значительной степени определяется теплоносителем первого и второго
контуров, в качестве которого используется жидкий натрий.
Для помещений, где расположено оборудование и трубопроводы с
натриевым теплоносителем, выполнена установка защитно-герметичных
дверей.
В соответствии с проектом степень герметичности помещений пер-
вого контура характеризовалась натеканием 1 % объема воздуха помеще-
ния в час при разрежении в помещении 10 мм вод. ст. Такая степень гер-
метичности служила основой выполнения двух целей:
• обеспечение самотушения проливов натрия вследствие выго-
рания кислорода;
• обеспечение локализации аэрозольных продуктов горения
натрия в пределах аварийного помещения.
Указанные помещения являются относительно герметичными, но та-
кой степени герметичности достигнуть в реальности не удалось.
Для защиты бетона ограждающих конструкций боксов от воздей-
ствия высоких температур и брызг натриевого пролива проектом преду-
смотрено и выполнено:
- устройство теплоизоляции бетонных поверхностей;
- стальная облицовка стен и полов.
Для помещений первого контура теплоизоляция и облицовка выпол-
нены на всю высоту стен, для помещений второго контура - выполнена
отбортовка на стены высотой до 600 мм.
Для помещений с натриевым теплоносителем применимы следую-
щие способы тушения натрия:
- порошковым составом типа «РС», «Глинозем» или «МГС»;
- самотушение проливов натрия в поддонах с гидрозатвором;
- стационарными установками пожаротушения азотом в относи-
тельно герметичных помещениях;
- самотушение натрия в относительно герметичных помещениях за
счет отключения при пожаре штатной общеобменной вентиляции и вклю-
чения аварийной пожарной вентиляции.
Тушение натрия порошковым составом применяется для помеще-
ний, где возможны протечки нерадиоактивного натрия в количестве до
1 м3. Вблизи помещений с натрием и в технологических коридорах вы-
полнена расстановка специальной тары с порошковым составом.
Кроме этого имеются специальные стационарные порошковые уста-
новки для ряда помещений, Выброс порошка осуществляется с помощью
276 _ _ _____
4. ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РАБОТ НА НАТРИЕВЫХ СИСТЕМАХ
азота. Подача порошка на очаг пожара выполняется по стационарным
коммуникациям, включение установки производится вручную.
На энергоблоке с реактором БН-600 применяются следующие спосо-
бы обнаружения протечек натрия:
• В помещениях с оборудованием, заполненным нерадиоактив-
ным натрием, первичным косвенным признаком протечки натрия служит
срабатывание сигнализации о замыкании на «землю» в цепях
электрообогрева данного оборудования. После определения на посту
управления электрообогревом индексов тепловых зон электрообогрева,
имеющих замыкание на «землю», производится осмотр по месту обогре-
ваемого этими тепловыми зонами оборудования. По результатам осмотра
устанавливается наличие или отсутствие протечки натрия в помещение.
• В помещениях с оборудованием, заполненным радиоактивным
натрием, первичным косвенным признаком протечки натрия также служит
срабатывание сигнализации о замыкании на «землю» в цепях
электрообогрева этого оборудования. Ввиду недоступности оборудования
для осмотра факт протечки радиоактивного натрия устанавливается по
увеличению газо-аэрозольной активности воздуха в данном помещении.
• Дополнительным признаком протечки натрия является про-
хождение сигналов «Внимание», «Тревога» в данном помещении от дат-
чиков пожарной сигнализации, изменение температуры воздуха и величи-
ны разрежения в данном помещении по приборам контроля данных пара-
метров.
Электрообогрев всего оборудования и трубопроводов энергоблока
выполнен со 100 % резервом по нагревателям, причем резервные нагрева-
тели укладываются в каркасы (наматываются на трубопроводы) парал-
лельно рабочим нагревателям. Кабельная разводка к нагревателям внутри
помещения с обогреваемым оборудованием выполнена жаростойким ка-
белем, который выведен до шкафа силовых клеммников в обслуживаемом
помещении. От шкафа силовых клеммников до питающего щита разводка
осуществляется кабелем обычного исполнения. Подключение кабеля к
нагревателям и соединение нагревателей внутри тепловой зоны
электрообогрева выполнено с помощью сварки. Резервные нагреватели
соединены аналогично.
У всех тепловых зон электрообогрева (включенных в работу или
находящихся в резерве) постоянно контролируется (с помощью штатного
устройства) сопротивление изоляции относительно «земли». При замыка-
нии на «землю» любого нагревателя проходит световая и звуковая сигна-
лизация на блочный щит управления. Дежурным персоналом производит-
277
а томные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
ся осмотр оборудования или трубопровода с данным нагревателем по ме-
сту для обслуживаемых помещений и отключение данного нагревателя.
Для исключения возможности прожога металла оборудования или
трубопровода с натрием при появлении замыкания на «землю» схема со-
единения обмоток трансформатора с низкой стороны, подключенной к
щиту электрообогрева, принята с изолированной нейтралью.
Радиационый контроль протечек и возгорания радиоактивного
натрия энергоблока осуществляется путем непрерывного контроля газо-
аэрозольной активности воздуха, отбираемого из помещений, где распо-
ложено оборудование или трубопроводы, содержащие радиоактивный
натрий, штатной воздухозаборной системой дозиметрического контроля,
Регистрация газоаэрозольной активности осуществляется датчиками
БДАГ-1 тремя каналами установки «Система». Каждый канал регистриру-
ет активность воздуха группы помещений, содержащих оборудование или
трубопроводы с радиоактивным натрием. В качестве детектора использу-
ются счетчики СБМ-10.
При срабатывании сигнализации о превышении газоаэрозольной ак-
тивности по одному из каналов определяется конкретное помещение, в
котором произошла протечка и возгорание натрия путем замера мощности
дозы гамма-излучения от вентиляционных воздуховодов общеобменном
вентиляции ЗВ-6А, Б и пожарной вентиляции ЗПС-А, Б переносными
приборами.
В воздухозаборных линиях непрерывного контроля газоаэрозольной
активности для защиты датчиков от воздействия аэрозолей радиоактивно-
го натрия установлены электромагнитные выключатели, которые автома-
тически отключают данные линии при включении в работу автоматиче-
ской изолирующей системы.
Система пожарной сигнализации помещений с оборудованием
и трубопроводами, содержащими натрий. Схема пожарной сигнализа-
ции в натриевых помещениях энергоблока выполнена на датчиках типа
ДИП-1 и приемных станциях ППС-1. Извещатель пожарный комбиниро-
ванный ДИП-1 представляет собой комбинированное термофотоэлектрн-
ческое устройство, выдающее сигналы при появлении дыма или повыше-
нии температуры в месте их установки.
Технические данные:
• время срабатывания от источника дыма 5 с;
• время срабатывания от повышения температуры окружающей среды
90 с;
• напряжение питания - постоянный ток 24 В;
278
4. ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ РАБОТ ИА НАТРИЕВЫХ СИСТЕМАХ
• температура окружающей среды от минус 30 °C до плюс 50 °C, от-
носительной влажности до 98% при температуре плюс 35 °C;
• защищаемая площадь 150 м2 при высоте установки до 4,0 м или
50 м2 при высоте 15,0 м.
Принцип действия извещателя основан на регистрации света, рассе-
янного частицами дыма, попавшего в оптическую головку извещателя.
Головка извещателя состоит из источника излучения - светодиода
АЛ108А и приемника фотодиода. Появление дыма в чувствительной об-
ласти или повышение температуры окружающей среды до +60 °C приво-
дит к срабатыванию пороговых устройств извещателя, индикаторного
светодиода красного свечения и выходного реле, выдающего сигнал о
возникновении пожара на приемную станцию ППС-1.
Извещатели луча пожарной сигнализации двухпроводной линией
подключаются к приемному пульту пожарной сигнализации ППС-1.
Приемный пульт пожарной сигнализации ППС-1 предназначен для:
• приема и обработки сигналов от извещателя с нормально замкнуты-
ми контактами по двухпроводным линиям связи;
• включения в каждом луче цепей управления системами вентиляции;
• автоматической подачи сигнала «Тревога».
Приемный пульт пожарной сигнализации ППС-1 обеспечивает:
• возможность подключения до 10 извещателей ДИП-1 на один луч
(но не менее двух);
• прием и формирование сигнала «Внимание» с указанием номера лу-
ча при срабатывании одного из извещателей в луче;
• прием и формирование сигнала «Тревога» с указанием номера луча
при срабатывании не менее двух извещателей в любом луче;
• автоматическое управление системами вентиляции при установке
тумблера соответствующего луча в положение «Автомат»;
* ручное управление системами вентиляции при установке тумблера
соответствующего луча в положение «Ручное» и нажатии кнопки
«Пуск»;
* непрерывный контроль исправности сигнальных линий с автомати-
ческим выявлением характера возникшего повреждения (обрыв или
короткое замыкание) в каждом луче;
* световую и звуковую сигнализацию о пожаре («Внимание», «Трево-
га») или о повреждениях («Обрыв», «КЗ»);
• автоматическую регистрацию и общий счет поступивших сигналов
«Тревога»;
279
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОР АМИНА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
• ручное отключение кнопкой «Сброс» звуковой сигнализации о при-
нятом сигнале с сохранением световой индикации;
• оперативную проверку исправности сигнальных ламп и каскадов
«Внимание», «Тревога», «Обрыв», «КЗ» одновременно на всех 10
каналах нажатием кнопок с самовозвратом, без подачи сигналов и
команд во внешние цепи.
Индивидуальные средства защиты и меры первой помощи
при поражении натрием
При работе со щелочными металлами предусмотрены индивидуаль-
ные защитные средства, которые предохраняют работников от воздей-
ствия жидкого и твердого натрия, от аэрозолей щелочных металлов и их
соединений.
В состав защитных средств для работы с натрием входят кожаные
или кирзовые сапоги (ботинки), кожаные, брезентовые, суконные костю-
мы из куртки и брюк навыпуск с застежками, позволяющими быстрый
съем одежды. Для защиты головы используют каски без отверстий для
вентиляции, брезентовые, кожаные, суконные защитные шлемы, закры-
вающие шею, голову и уши. На руки одевают кожаные или брезентовые
рукавицы, перчатки с крагами, перчатки типа КЩС в комплекте с хлопча-
тобумажными перчатками.
В качестве средств индивидуальной защиты (СИЗ) также использу-
ют герметичные очки, маски ЛИЗ-5, пневмокостюмы с принудительной
подачей воздуха, пленочную одежду. Для защиты органов дыхания ис-
пользуют респираторы типа «Лепесток» ШБ-1 и изолирующие противога-
зы (АСВ-2).
Для работы со щелочными металлами предусмотрены специальные
костюмы типа КЗ-ЩМ из материала «Витязь», оснащенные двумя видами
шлемов - для работ с холодным натрием (/ < 60 °C) и работ, когда воз-
можна утечка жидкого натрия. Костюм КЗ-ЩМ защищает только от брызг
натрия и не может быть использован длительно для работы с жидким (го-
рячим) натрием. Хранят костюм в расправленном состоянии.
При работе с окислами натрия используют герметичные очки, ре-
спираторы типа «Лепесток» ШБ-1 и пленочную одежду.
Защитные средства перед их применением должны быть исправны-
ми, чистыми и сухими.
Прн проведении работ в местах, где возможно попадание на спец-
одежду жидкого, а тем более горящего натрия, необходимо предусмотреть
удобные проходы, по которым работающие могут быстро покинуть рабо-
чую зону. При этом работы по вскрытию оборудования и трубопроводов с
280
4. ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ работ на натриевых системах
патрием должны производиться с лесов и подмостей без использования
предохранительных поясов.
При работе с радиоактивным натрием дополнительно применяются
индивидуальные средства защиты, предохраняющие от радиоактивного
излучения и предотвращающие его попадание внутрь организма. Необхо-
димость применения той или иной комбинации индивидуальных средств
защиты тела и органов дыхания зависит от конкретных условий на месте
работы и определяется руководителем работ и лицами, выдающими и
оформляющими наряд на работу.
Меры первой помощи при поражении натрием и его соединениями
Перед началом работ необходимо убедиться, что в безопасной зоне
вблизи места проведения работ находится аптечка со средствами для ока-
зания первой доврачебной помощи. Аптечки должны систематически по-
полняться. Па производственных участках с натриевым оборудованием на
видных местах должны висеть плакаты по оказанию первой помощи по-
страдавшему.
В случае поражения металлическим натрием на месте происшествия
необходимо вывести пострадавшего из опасной зоны, вызвать медперсо-
нал здравпункта и скорой помощи, сообщить НСС, администрации цеха и
приступить к оказанию первой помощи.
Для этого необходимо немедленно удалить тлеющую одежду и эва-
куировать пострадавшего из помещения, где произошел несчастный слу-
чай. С кожи удаляют видимые кусочки металла и его окислы с помощью
ватных или марлевых тампонов (сухих или смоченных вазелиновым мас-
лом). Особенно осторожно следует обрабатывать лицо. Если пострадав-
ший был в очках, то их снимают только после тщательной очистки лица.
В случае попадания натрия в глаза пострадавшего необходимо выве-
сти в соседнее помещение, марлевыми тампонами удалить кусочки метал-
ла и лишь затем обязательно промыть глаза холодной струей проточной
питьевой воды из под крана, фонтанчика или с помощью спринцовки.
Промывку глаз следует производить большим количеством воды (в тече-
ние 15-20 мин). Для этой цели можно использовать резиновый шланг из-
под крана или из нержавеющей канистры со свежей питьевой водой. По-
скольку ожог глаз вызывает нестерпимую боль, блефароспазм, то оказы-
вать помощь пострадавшему должны двое (один разводит веки, другой
производит очистку глаз). При этом струю воды следует направлять от
внутреннего угла глаз (от носа) к наружному (к виску).
281
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТА НЦИИ С РЕАКТОРА МИНА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Обработку кожи и слизистых оболочек, пораженных натрием, про-
изводят большим количеством холодной проточной питьевой воды после
тщательного удаления натрия с поверхностей тела.
При оказании первой помощи необходимо принять меры против за-
грязнения ран (запрещается касаться раны руками, вскрывать пузыри или
смазывать рану мазями). После оказания первой помощи пострадавший
должен быть отправлен в медпункт или лечебное учреждение.
При отравлении продуктами горения натрия пострадавшего необхо-
димо немедленно вывести на свежий воздух, а в тяжелых случаях сделать
ему искусственное дыхание.
Оказание первой помощи пострадавшему при поражении натрием
необходимо производить до прибытия медперсонала. Важно помнить, что
каждая минута промедления с оказанием помощи увеличивает площадь и
глубину ожога и усугубляет течение заболевания.
282
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
5. Оборудование и системы АЭС с реакторами на быстрых
нейтронах
5.1. Тепловые схемы АЭС с реакторами па быстрых нейтронах
5.1.1. Тепловая схема энергоблока БН-600
Энергоблок БН-600 Белоярской АЭС на быстрых нейтронах с жид-
кометаллическим теплоносителем предназначен для производства элек-
троэнергии в базовом режиме и наработки вторичного ядерного топлива.
Основные характеристики первого контура БН-600 приведены
в табл. 5.1.
Таблица 5.1
Основные характеристики первого контура БН-600
Параметр Значение
Тепловая мощность, МВт 1470
Расход натрия первого контура через реактор при номиналь- ной мощности, т/ч 24000
Расход натрия первого контура на охлаждение корпуса при поминальной мощности, т/ч 1000
Температура натрия первого контура при номинальной мощ- ности, °C
на входе в активную зону 377
на выходе из активной зоны 550(<569)
Заливочный объем натрия в реакторе и вспомогательных 3 натриевых системах первого контура, м 820
Циркуляция натрия в первом контуре организована следующим об-
разом. «Горячий» натрий из активной зоны, зоны воспроизводства и ВРХ
поступает в верхнюю смесительную часть корпуса реактора, откуда через
зазоры в наборе труб радиационной защиты изливается в верхнюю часть
межтрубного пространства шести промежуточных теплообменников. В
промежуточных теплообменниках натрий первого контура отдает тепло
натрию второго контура. Из каждых двух промежуточных теплообменни-
ков натрий первого контура поступает в сливную камеру, из которой за-
бирается одним из трех ГЦН первого контура. ГЦН первого контура пода-
ет натрий по напорным трубопроводам в напорную камеру реактора, где с
помощью коллекторов он распределяется на охлаждение активной зоны,
283
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
зоны воспроизводства, ВРХ, отражателя нейтронов и внутрибаковой ра-
диационной защиты. Часть натрия из панорной камеры идет на охлажде-
ние стенок корнуса, носле чего, минуя промежуточные теплообменники,
поступает на всас ГЦН первого контура.
Передача тепла от первого контура к парогенератору осуществляется
по трем параллельным петлям, каждая из которых состоит из двух проме-
жуточных теплообменников (ПТО) и главного циркуляционного насоса
(ГЦН), который трубопроводом соединен с напорным коллектором
(напорная камера (НК)). Нанорные трубопроводы от ГЦН заключены в
страховочные кожухи. Тенловая схема одной петли показана на рис. 5.1.
284
285
Рис. 5.1. Тепловая схема одной петли БН-600: 1 - активная зона; 2 - ГЦН-1; 3 - ПТО; 4 - ГЦН-2; 5 -ББН; 6 - модуль промежуточного
пароперегревателя; 7 - испарительный модуль; 8 - модуль основного пароперегревателя; 9 - ЦНД; 10 - ЦСД; 11 - ЦНД; 12 - электрический
генератор; 13 - конденсатор; 14-КНК; 15 - БОУ; 16-КН; 17 - ПНД-1; 18,19, 20-ПНД-2, 3,4; 21 - питательный насос;
22 - деаэратор; 23, 24, 25 -ПВД
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ А ЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Главный циркуляционный насос первого контура (ГЦН-1) — центро-
бежный, вертикальный, погружной, одноступенчатый, с колесом двухсто-
роннего всасывания, с нижним гидростатическим подшипником и сво-
бодным уровнем натрия в насосе. Предназначен для создания циркуляции
жидкого натрия по первому контуру.
ГЦН первого контура установлены в кессоны реактора. Рабочее ко-
лесо насоса двухстороннего всаса расположено на консоли вала. Насос
имеет нижний гидростатический подшипник, протечки натрия из которого
сливаются на всас насоса через специальные отверстия. Длина вала насоса
- 7,6 м, диаметр - 0,7 м. Насос имеет свободный уровень натрия в баке. На
наноре насоса установлен обратный клапан диаметром 850 мм с гидрав-
лическим приводом для предотвращения обратного тока натрия нри есте-
ственной циркуляции. Насос имеет уплотнение вала по газу и верхний
опорно-упорный подшипник скольжения. С помощью гибкой муфты вал
насоса соединен с асинхронным двигателем и регулирование частоты
вращения осуществляется с помощью асинхронно-вентильного каскада
(АВК) в диапазоне от 250 об/мин до номинальных 970 об/мин. На номи-
нальном уровне мощности реактора двигатель работает в нерегулируемом
режиме с короткозамкнутым ротором.
Работа ГЦН первого контура контролируется измерительной систе-
мой, в которую заведены следующие технологические параметры: частота
вращения электродвигателя; уровень натрия в баке насоса; мощность
электродвигателя; уровень вибрации; температура масла и металла под-
шипника и т. д.
Промежуточный теплообменник (ПТО) входит в состав энергетиче-
ской установки и предназначен для осуществления теплообмена между
теплоносителем первого контура, циркулирующим в межтрубном про-
странстве, и теплоносителем второго контура, циркулирующим внутри
трубок. Тип теплообменника вертикальный, кожухотрубный с коаксиаль-
ным нодводом и отводом теплоносителя второго контура, противоточный.
Теплообменник состоит из трех основных сборок - трубной системы, бло-
ка защиты, центральной трубы и деталей крепления. Блок защиты уста-
новлен в трубную систему, а центральная труба в блок защиты. Трубная
система состоит из 4974 трубок и обечайки, жестко соединяющей верх-
нюю и нижнюю трубные доски. Блок защиты состоит из набора стальных
и графитовых блоков, заключенных в герметичную полость, заполненную
аргоном через отверстия в штуцере. Центральная труба предназначена для
подвода теплоносителя второго контура и состоит из двух концентричных
обечаек.
Натрий первого контура проходит через напорную камеру, ТВС, по-
ступает в надзонное пространство и оттуда протекает между трубами ра-
286
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
диационной защиты, окружающими активную зону и боковой экран, по-
ступает во входные окна ПТО. Натрий первого контура проходит в его
межтрубном пространстве сверху вниз, а натрий второго контура по тру-
бам снизу вверх. Натрий первого контура на выходе из ПТО поступает в
три сливных камеры. Каждая камера объединяет сливы двух ПТО одной
петли и соединена со всасом ГЦН этой нетли.
Температуры натрия на входе и выходе из ПТО контролируются
термометрами сопротивления. На входе одного ПТО установлен термо-
зонд, измеряющий распределение температур по высоте входных окон
ПТО, а на выходе из трех ПТО также установлены термозонды, измеряю-
щие распределение температур на уровне сливных окон ПТО.
В состав оборудования первого контура, расположенного за преде-
лами бака реактора, также входят три бака ЗБН-1А, Б, В (см. рис. 5.2). Баки
запаса натрия первого контура выполнены однотипными (Гге|-,м = 161,35 м3,
^рабоч “ 130 м3). Бак ЗБН-1А соединен с реактором трубопроводами пере-
лива натрия из реактора, газовой компенсации и является компенсатором
объема газовой нодушки реактора. Электрообогрев бака включен с уста-
новкой с t = 250 °C. Запас натрия в баке составляет 22-30 м3. Бак ЗБН-1Б
свободен от натрия, используется лишь его геометрический объем. Бак
объединен со страховочным кожухом реактора и является его компенса-
тором объема. Электрообогрев бака отключен. Бак ЗБН-1В содержит за-
пас натрия 20 60 м3. Электрообогрев бака отключен. Газовый объем бака
соединен с адсорберами системы очистки газа. Баки ЗБН-1А,В использу-
ются для подпитки и для ноддренирования реактора натрием. Допускается
использование газа из ЗБН-1В для ноднитки реактора и его страховочного
кожуха, если его качество удовлетворяет требованиям к газу в газовой по-
душке реактора.
287
288
Рис. 5.2. Технологическая схема системы бакового хозяйства первого контура
с системой нерелива и газовой компенсации реактора
Л ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРА МИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Второй контур
Наличие второго контура обусловлено повышенной активностью
теплоносителя в реакторе. Второй контур исключает контакт натрия пер-
вого контура с паром, находящимся в парогенераторах, а также обеспечи-
вает нормальную эксплуатацию и ремонт третьего контура.
Тепло первого контура отводится тремя автономными петлями вто-
рого контура. Каждая петля состоит из промежуточного теплообменника
(НТО) «натрий-натрий», парогенератора типа ПГН-200М, буферной емко-
сти, главного циркуляционного насоса второго контура холодных филь-
тров-ловушек и трубопроводов.
Из ПТО, расположенного в корпусе реактора, натрий второго конту-
ра, нагретый до температуры 520 °C, по трубопроводам поступает в гори-
зонтальный коллектор, из которого раздается на пароперегревательные и
промпароперегревательные модули ПГ. Из пароперегревательного и
промпароперегревательного модулей натрий сливается в испаритель. Из
испарителей натрий с температурой 328 °C поступает в «холодный» кол-
лектор и далее по трубопроводу в буферную емкость. Из буферной емко-
сти натрий самотеком поступает во всасывающий коллектор ГЦН-2 и да-
лее в теплообменник «натрий-натрий». Компоновка оборудования второго
контура выполнена таким образом, что при отключении ГЦН-2 в петле
обеспечивается естественная циркуляция.
Главный циркуляционный насос второго контура (ГЦН-2) предна-
значен для создания циркуляции жидкого натрия по второму контуру.
Трубопроводы второго контура предназначены для перекачки натрия. Ос-
новные трубопроводы от ПТО до ПГ и от ПГ до ПТО диаметром 800 мм,
на них не установлено ни одной задвижки, их длина достигает 150 м. За-
движки установлены на трубопроводах подвода и отвода натрия от моду-
лей. Все трубопроводы второго контура имеют системы электрообогрева с
сиетемой контроля температуры металла.
НГН-200М - прямоточный теплообменный аппарат секционного ти-
па, состоящий из восьми однотипных секций, объединенных трубопрово-
дами обвязки по натрию и воде-пару высокого давления, пару промежу-
точного перегрева.
Секция ПГ состоит из трех модулей: испарителя, основного паропе-
регревателя и промпароперегревателя. Испаритель соединен с паропере-
гревателями (ОП и ПП) патрубками перелива натрия. Каждый модуль
представляет собой вертикальный теплообменник с прямыми трубами,
компенсатором линейных удлинений на корпусе.
Секция имеет трубопроводы обвязки по натрию, воде-пару высокого
давления, пару промежуточного перегрева, вспомогательных систем за-
полнения, дренажа натрия, сдувки газа с установленной на них на входе и
289
а томные электростанции с реактора ми на быстрых нейтронах с на теневым теплоносителем
выходе каждой секции отсечной (запорной) арматурой, вынесенным ба-
ком буферным натриевым (ББН). Секции ПГ оснащены также отдельными
технологическими системами электрообогрева, сброса продуктов взаимо-
действия, контроля чистоты рабочих сред, быстрого обезвоживания, сни-
жения давления в режиме полного обесточивания и др., обеспечивающих
эксплуатацию ПГ во всех режимах работы установки.
Бак буферный натриевый (ББН), входящий в состав ПГ, является
элементом натриевого контура. ББН имеет свободный уровень натрия.
Для предотвращения контакта натрия с воздухом газовая полость ББН за-
полнена инертным защитным газом (аргоном). В нормальных эксплуата-
ционных режимах ББН предназначена для компенсации термического рас-
ширения натрия при его разогреве в режиме пуска петли, приема протечек
из уплотнений насоса, а также для приема и первичной сепарации продук-
тов взаимодействия воды-пара с натрием при разуплотнении теплообмен-
ной поверхности в ПГ и последующего сброса этих продуктов в баки ава-
рийного сброса при разрыве мембран от повышения давления аргона.
В ББН установлены датчики уровня натрия и давления в газовом
объеме. ББН представляет собой цилиндрический горизонтальный сосуде
эллиптическими днищами, имеющий патрубки подвода натрия от ПГ, от-
вода натрия к ГЦН-2, подвода протечек от ГЦН-2, сброса продуктов взаи-
модействия, подвода газа при сдувке его из секции ПГ в режиме заполне-
ния петли натрием, подвода-отвода инертного газа в ББН при заполнении
контура и отбора газа для контроля содержания водорода, уровнемера со
встроенным сухим каналом, импульсной линии контроля давления. Тех-
нологическая схема подключения ББН представлена на рис. 5.3.
290
Сппм талпвм
Рис. 5.3. Технологическая схема подключения баков буферных натриевых
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ ИЛ БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
При эксплуатации натриевых контуров не исключено загрязнение
теплоносителя различными примесями из-за коррозии конструкционных
материалов, контакта с воздухом при проведении ремонтных работ и т. д.
Очистка теплоносителя второго контура от примесей осуществляется с
помощью холодных фильтров-ловушек. В этих ловушках используется
принцип зависимости растворимости примесей в теплоносителе от темпе-
ратуры: чем ниже температура щелочного металла, тем меньшее количе-
ство данной примеси может в нем находиться в растворенном виде. Отли-
чительной особенностью конструкции холодных фильтров-ловушек явля-
ется наличие трех последовательно расположенных зон: охлаждаемого от-
стойника, зоны окончательного охлаждения и изотермического фильтра.
В состав оборудования второго контура также входят 4 бака (ЗБН-
2А,Б,В,Г) запаса натрия. Баки выполнены однотипными (Кгеоы = 161,35 м3,
^рабоч = 130 м3) и предназначены для аварийного слива натрия одной из пе-
тель в количестве 300-^330 м3.
Третий контур
На рис. 5.4 показана тепловая схема паротурбинной установки
К-210-130-3(6) ЛМЗ.
292
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Рис. 5.4. Тепловая схема паротурбинной установки К-210-130-3(6) Л М3: ЦСД - цилиндр
среднего давления; ПП - пароперегреватель; ХОВ - химически очищенная вода;
ЦВД — цилиндр высокого давления; ЦНД — цилиндр низкого давления; Д — деаэратор;
И-испаритель; К - конденсатор; КИ - конденсатор испарителя; КН - конденсатный насос;
ОК - охладитель конденсата; П1—П8 — подогреватели системы регенерации;
ПН — питательный насос; ПС (ПСН) — подогреватель сетевой воды; РБ — расширительный
бак; СН - сливной иасос; СП - сальниковый подогреватель
(охладитель эжектора уплотнений); Эж — эжекторы
5.1.2. Тепловая схема энергоблока БН-800
Энергоблок с реактором БН-800 тепловой мощностью 2100 МВт
предназначен для выработки электроэнергии и воспроизводства топлива.
Электрическая мощность энергоблока - 885 МВт, энергопотребление соб-
ственных нужд - 7,3 %. Энергоблок состоит из реакторной установки с
реактором типа БН-800, турбины К800-130/3000 и турбогенератора ТЗВ-
890-2УЗ мощностью 890 МВт, напряжением 24 кВ, с бесщеточной систе-
мой возбуждения, с полным водяным охлаждением. Режим работы энер-
гоблока по отношению к энергосистеме - базисный.
Основные характеристики энергоблока приведены в табл. 5.2.
293
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРА МН НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТЕНЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Таблица 5.2
Основные характеристики энергоблока БН-800
Наименование Величина
Тепловая мощность блока, МВт 2100
Электрическая мощность блока, МВт 880
КПД блока, брутто, % 39,35
Число циркуляционных петель с парогене- раторами 3
Количество турбогенераторов 1
Теплоноситель натрий
Топливо смешанное, двуокись уран- плутония
Энергоблок БН-800 Белоярской АЭС запроектирован в замещение
выбывших мощностей блоков первой очереди (№1 и №2) и в развитие
концепции атомной энергетики с реакторами на быстрых нейтронах.
Проект прошел все необходимые процедуры экспертиз и согласова-
ний в органах государственного надзора и утвержден Министерством
Российской Федерации по атомной энергии.
В проекте энергоблока БН-800 в значительной мере использованы
основные научно-технические и конструктивные решения, примененные в
реакторной и парогенераторной частях энергоблока БН-600, которые под-
тверждены многолетней успешной эксплуатацией энергоблока БН-600.
Энергоблок выполнен по трехконтурной схеме. Принципиальная
тепловая схема первого и второго контуров энергоблока представлена на
рис. 5.5 (1 - пар на турбину; 2 - основной пароперегреватель; 3 - испари-
тель; 4 - питательная вода; 5 - ББН; 6 - труба С АРХ; 7 - теплообменники
САРХ; 8 - насосы САРХ; 9 - ГЦН-2; 10 - от транспортной емкости;
11 - насосы приемки натрия; 12 - насосы перекачки натрия второго кон-
тура; 13 - сливные сосуды натрия второго контура; 14 - ПТО; 15 - ГЦН-1;
16 - активная зона; 17 - насос очистки натрия первого контура;
18 - фильтр-ловушка первого контура; 19 - рекуператор; 20 - сливной со-
суд для натрия первого контура; 21 - сосуд-компенсатор первого контура;
22 - насосы перекачки натрия первого контура; 23 - фильтр-ловушка вто-
рого контура; 24 - рекуператор; 25 - насос очистки натрия второго контура),
третьего контура - на рис. 5.6 (1 - питательная вода на парогенераторы;
2 - ПЭН-2; 3 - ПВД; 4 - ПЭН-1; 5 - деаэратор; 6 - ПНД-5; 7 - ПНД-4;
8 - конденсатный насос второго подъема (КЭН-2); 9 - ПНД-3; 10 - ПНД-2;
11 - конденсатный насос первого подъема (КЭН-1); 12 - блочная обессо-
294
J. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
ливающая установка; 13 -техническая вода; 14 - ПНД-1; 15 - конденсатор;
16 - электрический генератор; 17 - цилиндр низкого давления;18 - паро-
перегреватель; 19 - сепаратор; 20-цилиндр высокого давления; 21 - регу-
лирующий клапан; 22 - стопорный клапан; 23 - пар от парогенератора).
Теплоносителем является жидкий натрий, циркулирующий по пер-
вому и второму контурам. Рабочим телом является пар. Энергоблок
включает в себя один реактор на быстрых нейтронах, три парогенерато-
ра модульного типа, одну турбоустановку с электрогенератором. Реак-
тор имеет интегральную компоновку, при которой все оборудование
первого контура размещено внутри корпуса. Внутри корпуса размещены
три главных циркуляционных насоса и шесть промежуточных теплооб-
менников «натрий первого контура - натрий второго контура», а также
система управления и защиты реактора и система перегрузки топлива.
Циркуляция натрия в реакторе происходит по трем петлям, причем каждая
петля может работать независимо от других. Для повышения безопасности
реактор помещен в специальный страховочный кожух, заполненный инерт-
ным газом.
295
296
А ТОШ/Е ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРА МИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
297
17
2 1
Рис, 5.6, Тепловая схема третьего контура энергоблока БН-800
3. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ ИА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХНЕЙТРОНЛХСНАТРИЕВЫМТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Первый контур
Циркуляция теплоносителя в первом контуре организована следую-
щим образом. «Горячий» натрий, нагретый в реакторе до температуры
547 °C, поступает в общую сливную полость над активной зоной, откуда
через проходы в радиационной защите, окружающей центральную часть
реактора, самотеком подается к шести промежуточным теплообменникам.
Через окна в опорных стаканах ПТО и в их профилирующих обечай-
ках натрий поступает в верхние части трубных пучков теплообменников,
проходит по их межтрубпому пространству, отдавая свое тепло натрию
второго контура, проходящему противотоком внутри трубок теплообмен-
ников, и охлажденный до температуры 354 °C выходит через нижние окна
профилирующих обечаек в три сливные камеры, образованные конструк-
цией опорного пояса. Каждая камера объединяет сливающийся из двух
теплообменников натрий. В каждую сливную камеру погружен одни из
трех ГЦН-1. ГЦН-1 подают натрий по напорным трубопроводам в напор-
ную камеру реактора, где он при помощи дроссельных устройств распре-
деляется по сборкам активной зоны.
Часть натрия из напорной камеры идет на охлаждение корпуса реак-
тора и внешней обечайки тепловой защиты, после чего, минуя промежу-
точные теплообменники, поступает во всасывающие полости ГЦН-1.
Кроме того, из нижней части корпуса реактора натрий забирается на
систему очистки первого контура, расположенную за пределами корпуса
реактора. Возврат натрия из системы очистки осуществляется в кессон
выше уровня натрия.
Для исключения недопустимого повышения уровня натрия в реакто-
ре предусмотрен трубопровод перелива натрия, расположенный выше
максимального рабочего уровня натрия в реакторе и идущий к сосу-
ду-компенсатору. Для сообщения газовой полости реактора с системой
компенсации давления первого контура предусмотрен газовый трубопро-
вод, имеющий врезку в реактор выше переливного натриевого трубопро-
вода.
От напорного трубопровода насоса первого контура осуществляется
подача натрия к расходомерному устройству, встроенному в каждый
ГЦН-1; слив натрия из расходомерного устройства насоса производится в
бак насоса.
Второй (промежуточный) контур
Второй контур состоит из трех петель, каждая из которых содержит
главный циркуляционный насос второго контура, два теплообменника
«натрий первого контура - натрий второго контура», один прямоточный
парогенератор модульного типа и буферную емкость. В третьем (парово-
~298
J. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
даном) контуре пар от трех парогенераторов собирается в общий коллек-
тор и подается на одну турбину (см. рис. 5.7).
Холодный натрий второго контура забирается насосами ГЦН-2 из
буферных баков натрия и подается в промежуточные теплообменники, где
нагревается до температуры 505 °C. Горячий натрий второго контура по-
ступает в парогенераторы сначала через пароперегревательные модули и
далее через переливные патрубки в испарительные модули парогенерато-
ров. Охлажденный в парогенераторе до температуры 309 °C натрий второ-
го контура возвращается в буферные баки натрия. В каждой петле второго
контура параллельно с парогенератором подключена система аварийного
расхолаживания. САРХ предназначена для аварийного расхолаживания
энергоблока с рассеиванием тепла в воздушную среду в случае невозмож-
ности использования парогенераторов или полного обесточивания энерго-
блока. В этих случаях аварийное расхолаживание энергоблока через
САРХ проводится с использованием естественной циркуляции натрия в
первом и втором контурах.
Третий контур. Из парогенераторов пар (Г = 495'С и Р = 130 кгс/см2)
по главным паропроводам через стопорно-регулирующие клапаны посту-
пает в турбину. При проходе через цилиндр высокого давления и три ци-
линдра низкого давления потенциальная энергия пара превращается в ки-
нетическую энергию вращения ротора турбины. Генератор, ротор которо-
го находится на одном валу с ротором турбины, преобразует механическую
энергию вращения ротора в электрическую. Выдача электроэнергии произ-
водится в сеть 2 2 (R 5 00 кВ. Отработанный пар после прохождения через
турбину попадает в конденсатор, где конденсируется за счет охлаждения
циркуляционной водой и в виде питательной воды снова поступает в ПГ.
Система технического водоснабжения АЭС оборотная. Охлаждающая во-
да сбрасывается в водохранилище, где охлаждается за счет естественного
теплообмена. Подробное описание тепловой схемы третьего контура при-
ведено ниже, в п. 5.8.
299
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рис. 5.7. Второй контур АЭС с БН-800
300
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Основные параметры контуров энергоблока представлены в табл. 5.3.
Таблица 5.3
Параметры контуров энергоблока БН-800
Наименование параметра Значение
Температура натрия первого контура при номинальной мощности: на входе в активную зону, °C на выходе из активной зоны, °C 354 547
Давление первого контура при номинальной мощности, МПа 0,054
Расход натрия через реактор при номинальной мощно- сти, кг/с 8550
Объем натрия в первом контуре, м3 -1000
Температура натрия второго контура при номинальной мощности: на выходе нз теплообменника (вход в ПГ), °C на входе в теплообменник (выход нз ПГ), °C 505 309
Давление второго контура при номинальной мощности, МПа 0,245
Расход натрия в одной петле при номинальной мощно- сти, кг/с 2800
Объем натрия во втором контуре (на одну петлю), м3 368-378
Давление острого пара на выходе из ПГ, МПа 14
Температура острого пара на выходе из ПГ, МПа 490
Давление питательной воды, МПа 17
Температура питательной воды, °C 210
Расход питательной воды, т/ч 3200
Расход пара, кг/с 890
301
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
5.2. Компоновка главного корпуса АЭС с реакторами
на быстрых нейтронах
Компоновка главного корпуса БН-600
Взаимное расположение основного и вспомогательного оборудова-
ния АЭС с реактором БН-600 принято исходя из необходимости обеспе-
чения экономичной и надежной работы установки при оптимальных тех-
нологических связях и строительных объемах здания, а также обеспечения
удобства эксплуатации установки обслуживающим персоналом, включая
техническое обслуживание и ремонт (рис. 5.8, 5.9).
Рис. 5.8. Компоновка основного оборудования АЭС с реактором БН-600:
1 - реактор; 2 - парогенератор; 3 - турбогенератор; 4 - буферная емкость; 5 - ГЦН второго
контура; 6 - передаточный бокс; 7 - обмывочный бокс; 8 - наклонный подъемник;
9 - бассейн выдержки; 10 - чехлы с топливными сборками; 11 - козловой край
Главный корпус состоит из следующих цехов (отделений):
• машинного;
• реакторного;
• парогенераторно-деаэрационного;
• вытяжного вентцентра; этажерки вспомогательных устройств.
302
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ на быстрых нейтронах
В соответствии с санитарными правилами проектирования АЭС в
главном корпусе предусмотрены две зоны обслуживания технологическо-
го оборудования - свободного и строгого режима. К зоне строгого режима
отнесены помещения главного корпуса, в которых размещено радиоак-
тивное оборудование, а также оборудование натриевых систем второго
контура, включая боксы парогенераторов.
Взаимное высотное расположение основного оборудования реактор-
ной установки и парогенератора обусловлено необходимостью обеспече-
ния естественной циркуляции натрия второго контура в режиме аварийно-
го расхолаживания установки.
Каждая циркуляционная петля второго контура расположена в изо-
лированных герметичных помещениях, разделенных на отсеки из сообра-
жения пожарной безопасности при аварийном проливе натрия нз системы.
Рис. 5.9. Компоновка основного оборудования (план) АЭС с реактором БН-600:
1 - реактор; 2 - ГЦН второго контура; 3 - боксы ПГ; 4 - баки натрия; 5 - модули ПГ;
6-буферная емкость; 7 - турбоагрегат; 8- ПЭН; 9 - модуль ПГ; 10-железнодорожный
путь; 11 - места раскладки оборудования при ремонте
Машинное отделение. Машинный зал АЭС разработан с учетом раз-
мещения обычного серийного оборудования пароводяного контура с
установкой трех турбоустановок К-200-130 мощностью 200 МВт каждая.
303
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Пролет машинного зала 45,0 м, длина 156 м, шаг колонн каркаса
12 м.
Расположение турбогенераторов в машзале - поперечное, шаг между
турбоустановками 36 м. В блоке в каждой турбине устанавливаются три
основных питательных насоса и один аварийный.
В машинном зале в пролете между осями 0-1 размещаются техноло-
гические конденсаторы, охладители технологических конденсаторов, пи-
ковый подогреватель сетевой воды и доохладитель пикового подогревате-
ля (отм. 4,50), сетевые насосы, оборудование для аммначно-гидразинной
установки и приготовления реагентов конденсатоочистки, расширитель
дренажей низкого давления (отм. 0,00).
На отм. -3,30 установлены дренажные баки, насосы дренажных ба-
ков, бак сбора агрессивных вод.
Фильтры блочной конденсатоочистки размещены между турбоусга-
новками на отм. 0,00. В осях 11-12 расположен кантователь для модулей
парогенератора.
Оборудование машинного зала обслуживается двумя мостовыми
электрическими кранами грузоподъемностью 125/20 т, пролет 42 м.
Машинный зал связан проходным тоннелем трубопроводов вспомо-
гательными сооружениями па площадке блока АЭС.
Реакторное отделение расположено в рядах Г-Д, осях 3-8, имеет
пролет 36 м и длину 60 м. Высота реакторного отделения 70 м. Здание ре-
акторного отделения выполнено в монолитном железобетоне.
Отметка обслуживания центрального зала реакторного отделения
24,00 м.
В реакторном отделении расположено следующее основное обору-
дование: реактор БН-600 с ГЦН первого контура, промежуточными тепло-
обменниками; ГЦН второго контура; вспомогательное оборудование перво-
го и втрого контуров; оборудование транспортно-технологических систем.
В пристройках вокруг реактора находятся механизмы и приводы
механизмов, не имеющие прямого контакта с радиоактивным оборудо-
ванием.
Оборудование центрального зала обслуживается двумя мостовыми
электрическими кранами грузоподъемностью 160/32 и 30/9 т, пролетом
33 м.
На стенах центрального зала выполнены площадки, на которых раз-
мещены механизмы управления реактором и транспортно-
технологической частью установки.
Пол центрального зала имеет проемы, закрываемые защитными пли-
тами для возможности доступа к оборудованию, обслуживание которого
осуществляется мостовыми кранами центрального зала.
304
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
В осях 6-7 расположен монтажный проем центрального зала
(см. рис. 5.9), через который производятся транспортные операции и осу-
ществляется связь реакторного зала с железной дорогой.
Вдоль ряда Г центрального зала на отм. 42,15 располагается при-
строй насосов второго контура, на котором установлены ГЦН второго
контура. В пристройке размещены трубопроводы второго контура, холод-
ные фильтр-ловушки (ХФЛ) системы очистки натрия второго контура,
оборудование системы охлаждения ХФЛ и систем маслохозяйства ГЦН
второго контура.
На отм. 5,40 вдоль оси 4 расположены помещения вентиляторов и
теплообменников системы охлаждения ХФЛ первого контура и системы
охлаждения барабана отработавших сборок (БОС). Ниже отм. 5,40 уста-
новлены три бака натрия первого контура.
Боксы на отм. -3,30 предназначены для оборудования систем очистки и
выдержки активного газа: адсорберов газодувок, теплообменников, компрес-
соров.
На отм. 1,80 размещены нагнетатели системы газового разогрева ре-
актора. Между 7 и 8 осями реакторного отделения на отм. -3,30 и отм. 1,80
расположены помещения вспомогательных систем бассейна выдержки и
отмывки оборудования, приемки натрия из железнодорожных систем
(см. рис. 5.8). Проект предусматривает временное соединение цистерны с
системой подпитки теплоносителя.
Ресиверы чистого аргона для создания запаса аргона, подпитки обо-
рудования в процессе эксплуатации, а также ресиверы азота установлены
на открытом воздухе вдоль ряда Г.
Парогенератор но-деаэраторная этажерка. В парогенераторно-
деаэраторной этажерке пролетом 12 м с шагом колонн каркаса 12 м раз-
мещаются парогенераторы, деаэраторы, электрические устройства соб-
ственных нужд, щитовые помещения и оборудование систем вентиляции.
Боксы парогенераторов размещены в рядах Б-В между осями 0-3,4-7 и
8-11. Боксы парогенераторов оборудованы быстросбрасываемыми панеля-
ми, предназначенными для сохранения несущих конструкций здания в
случае взрыва в этих помещениях.
Над боксами парогенераторов установлен козловой кран грузоподъ-
емностью 25 т, с помощью которого производят работы по демонтажу и
монтажу модулей парогенератора. Козловой кран имеет консоль, которая
позволяет передавать демонтированные модули в машзал и забирать из
него новые для монтажа в боксе.
Между боксами парогенераторов установлены деаэраторы 0,7 МПа,
расширитель дренажей 1,3 МПа и атмосферный расширитель, а также
трубопроводы и арматура обвязки деаэраторов и парогенераторов.
305
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
В этажерке расположены коридор магистральных трубопроводов и
установка станционных редукционно-охладительных установок (РОУ) и
быстродействующих редукционно-охладительных установок (БРОУ), поме-
щения приточных установок общестанционной и технологической вентиля-
ции, блочный щит управления, щиты управления вспомогательных систем,
кабельные помещения и помещения электротехнических устройств собствен-
ных нужд 6 кВ.
Этажерка вспомогательных устройств расположена в рядах В-Г-Г2
и по всей длине примыкает к парогенераторно-деаэраторной этажерке, а в
осях 3-8 - к реакторному отделению и имеет пролет 12 м в осях 3-8 и про-
лет 19,85 м в осях 2-3 и 8-13. Этажерка предназначена для размещения
помещений различного вспомогательного оборудования как зоны строго-
го, так и зопы свободного режима. В отдельных боксах этажерки установ-
лены баки натрия второго контура и вспомогательные насосы.
В этажерке также размещены маслохозяйство ГЦН первого контура
и системы охлаждения уплотнений ГЦП, системы управления скоростью
ГЦН второго контура.
В постоянном торце этажерки находятся помещения лабораторно-
бытового корпуса (ЛБК), где в том числе размещены санпропускники для
перехода из зоны свободного режима в зону строгого режима.
Дополнительно у ряда В этажерки вспомогательных устройств вы-
полнен пассажирский лифт грузоподъемностью 500 кг, имеющий выход
на все отметки. В осях 2-3 и 8-9 этажерки размещены лестничные клетки,
связывающие ее с реакторным отделением.
Этажерка вытяжного вентцентра и бассейна выдержки размещается
в рядах Д-Е, имеет пролет 12 м и выполнена из сборного железобетона.
В этажерке расположены помещения бассейна выдержки, выше ко-
торых установлены вытяжные вентиляторы вентиляционных систем зоны
строгого режима. Выброс воздуха осуществляется в вентиляционную тру-
бу, установленную на кровле этажерки (отметка верха трубы 100 м).
В торцах этажерки расположены «грязные» лестничные клетки, пас-
сажирский лифт грузоподъемностью 360 кг и грузовой лифт грузоподъ-
емностью 1 т.
Основные компоновочные решения АЭС с БН-800
Главный корпус включает в себя несколько различных по своему
назначению блоков (см. рис. 5.10):
• реакторное отделение, в котором размещены реактор, вспомогатель-
ные системы первого и второго контуров, основные трубопроводы второ-
го контура н частично оборудование второго контура, оборудование пере-
грузки реактора. Имеет размеры в плане 42x66 м и высоту 73,60 м;
306
5 ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
< отделение отработавшего топлива и вентиляционных установок.
Имеет размеры в плане 42x15,3 м и высоту 45,00 м;
• электротехнические этажерки, где размещаются электрические
устройства систем нормальной эксплуатации и систем безопасности, на
верхних отметках - оборудование систем холодоснабжения и САРХ 1-й и
2-й петли. В одной из этажерок размещается узел приема натрия и РЩУ,
Электротехнические этажерки имеют размеры в плане 21x81,3 м и высоту
45,00 м;
» парогенераторное отделение, где располагаются парогенераторы, ба-
ки натрия второго контура, баки аварийного сброса, электротехнические
помещения, БЩУ, вентиляционные установки. Имеет размеры в плане
33x96 м и высоту до 63,5 м.
Рис. 5.10. Компоновка частей главного корпуса АЭС с БН-800:
1 - машинный зал; 2 - ось железнодорожного пути; 3 - блок маслоснабжеиия машинного
зала; 4 - ось турбогенератора; 5 - электротехническая этажерка машинного зала;
6 - парогенераторное отделение; 7 - реакторное отделение; 8, 9 - электротехнические
этажерки реакторного отделения
Компоновка главного корпуса и взаимное расположение помещений,
систем и оборудования выполнены с учетом следующих основных прин-
ципов:
» обеспечения необходимых условий для нормального протекания
предусмотренных проектом технологических процессов как при нормаль-
ной эксплуатации, так и в аварийных ситуациях;
• обеспечения возможности обслуживания и ремонта;
• сокращения до минимума технологических коммуникаций;
• установки оборудования, являющегося источником радиоактивных
веществ и радиоактивных излучений, в пределах реакторного отделения;
• создания биологической защиты в помещениях, требующих присут-
ствия персонала.
307
Л ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Реакторное отделение. Компоновка реакторного отделения выпол-
нена из расчета того, что все системы с натриевой технологией размеща-
ются в непосредственной близости от реактора.
Помещения с радиоактивной натриевой технологией являются не
обслуживаемыми при работе реактора на мощности или ограниченно до-
ступными по радиационной обстановке. Эти помещения выполняются с
необходимой степенью герметичности, имеют теплоизоляцию и облицов-
ку из нержавеющей стали. Помещения с радиоактивной натриевой техно-
логией относятся к зоне строгого режима, и проход в эти помещения осу-
ществляется только через санпропускники.
Строительные конструкции реакторного отделения выполнены в мо-
нолитном железобетоне, с оперативной отметкой обслуживания цен-
трального зала+ 16.650 (см. рис. 5.11).
На оперативную отметку обслуживания центрального зала в поме-
щения вокруг реактора выведены механизмы и приводы, не имеющие
прямого контакта с радиоактивным оборудованием и доступные для об-
служивания эксплуатационным персоналом, в том числе электродвигатели
и уплотняющие узлы насосов первого контура, привода СУЗ, системы ре-
гулирования ГЦН-1.
В центральном зале выше оперативной отметки обслуживания рас-
полагаются трубопроводы второго контура, заключенные в страховочные
кожухи для предотвращения пролива натрия в центральный зал при
разуплотнении основного трубопровода.
Между осями 13-15 проходят основные трубопроводы второ-
го контура и располагается пристройка насосов второго контура. В при-
стройке насосов размещаются ГЦН-П, электромагнитные насосы системы
очистки натрия второго контура, фильтр-ловушки и рекуператоры систе-
мы очистки натрия второго контура.
Центральный зал обслуживается специальным мостовым краном
грузоподъемностью 320/32 т, дооборудованным двумя электрическими
талями грузоподъемностью 5 т. Кран предназначен для монтажа, демон-
тажа и ремонта оборудования.
308
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Рис. 5.11. Поперечный разрез главного корпуса АЭС с БН-800:
1 - реактор; 2 - ГЦН-П; 3 - ПГ; 4 - буферная емкость; 5 - бак аварийного сброса второй
ступени; б - бак натрия второго контура; 7 - бак-компенсатор; 8 - мостовой кран
Управление кранами осуществляется из кабины или с дистанцион-
ных пультов управления, расположенных в углах центрального зала на
отметках + 35,500 и + 36,900.
Пол центрального зала имеет проемы, закрытые защитными плита-
ми, для обеспечения возможности доступа к оборудованию, обслуживание
которого осуществляется краном центрального зала (фильтр-ловушки, ре-
сиверы выдержки аргона и др.).
На энергоблоке предусмотрен дистанционный демонтаж выемных
частей оборудования, имеющего контакт с натрием первого контура. Пе-
редача оборудования в шахты дезактивации и отмывки от натрия перед
нроведением ремонтных работ производится в защитных герметичных
контейнерах.
Шахты отмывки крупного, среднего и длинномерного оборудования
размещаются в боксах ниже отметки + 6,650.
Отмытое в шахтах оборудование через проем краном центрального
зала передается на железнодорожную платформу. Ремонт оборудования
осуществляется вне пределов главного корпуса в ремонтных мастерских
спецкорпуса.
309
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕЗЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рядом с реактором расположены перегрузочный и обмывочный бок-
сы, предназначенные для выгрузки ТВС из реактора и отмывки от натрия.
На оперативной отметке обслуживания центрального зала в осях
20-21 установлен механизм перегрузки свежих сборок. Барабан свежих
сборок находится под перегрузочным боксом. Свежее топливо проходит
входной контроль на складе свежего топлива и передается в реакторное
отделение специальным транспортом. Загрузка барабана осуществляется с
помощью механизма передачи свежих сборок. Перед подачей в реактор
свежие ТВС разогреваются до заданной температуры. Среда в барабане
при загрузке свежих сборок - воздух, при подготовке к перегрузке - заме-
няется на аргон. Среда в боксе выкатки барабана и в шахте наклонного
подъемника - воздух.
Все оборудование тракта передачи отработавшего топлива из реак-
тора в бассейны выдержки также размещается в реакторном отделении:
барабан отработанных сборок, обмывочный бокс с перегрузочной маши-
ной и газовыми задвижками, гнезда отмывки ТВС паром (2 гнезда) и
гнездо герметизации свинцом, механизм герметизации и наклонный подъ-
емпик в помещении шахты выдачи.
Все отработавшие сборки проходят контроль с помощью специаль-
ной внереакторной системы обнаружения дефектных сборок (СОДС),
совмещенной с гнездом паровой отмывки.
ТВС, имеющие негерметичность оболочек, не отмываются паром, а
герметизируются расплавленным свинцом. После отмывки отработавшие
ТВС с помощью наклонного подъемника в шахте выдачи направляются на
хранение в бассейн выдержки. Наблюдение за работой оборудования шах-
ты выдачи осуществляется из операторской.
В центральном зале выше оперативной отметки обслуживания рас-
положены площадки хранения спецустройств, стенды сборки, хранения и
испытания оборудования и специальных приспособлений, предназначен-
ных для проведения операций замены аварийного оборудования.
Реактор размещается в бетонной шахте диаметром 15 м и выполнен
с нижним опиранием корнуса на отметке 0,000. Практически все основное
оборудование первого контура заключено в общем баке реактора (инте-
гральная компоновка реактора). Вне корпуса реактора вынесены вспомо-
гательные системы, обеспечивающие контроль качества натрия и его
очистку, а также газовые системы и система компенсации давления. Усло-
вием размещения этих систем является обеспечение минимальной протя-
женности натриевых трубопроводов первого контура. С этой целью кори-
доры трубопроводов натрия первого контура выполнены непосредственно
примыкающими к железобетонной шахте, в которой установлен реактор.
310
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Компоновка турбинного отделения (см. рис. 5.12, 5.13). При разра-
ботке компоновки турбинного отделения учтен опыт, накопленный при
проектировании турбоустановок для энергоблоков 1000 МВт, а также тур-
боустановок для ТЭС.
Турбинное отделение и деаэраторная этажерка спроектированы с
учетом максимальной механизации ремонтных работ. Турбинное отделе-
ние имеет пролет 45 м и длину 108 м, выполнено со сквозным железнодо-
рожным проездом. Расположение турбогенератора в машинном зале про-
дольное. По обе стороны от турбоагрегата с учетом максимальной воз-
можности и удобства обслуживания кранами скомпоновано вспомога-
тельное оборудование. В турбинном отделении передвижение грузов
предполагается производить электрокаром. Для обслуживания оборудова-
ния турбинного отделения предусмотрена двухъярусная установка кранов:
верхний ярус - кран грузоподъемностью 125/20 т, нижний ярус - кран
грузоподъемностью 15 т.
Для обслуживания оборудования и трубопроводов в деаэраторном
отделении предусмотрены:
над перекрытием с отметкой 23,00 - установка двух подвесных элек-
трических кранов грузоподъемностью 10 тс;
под перекрытием с отметкой 23,00 - установка одного подвесного
электрического крана грузоподъемностью 10 тс и электрическая таль гру-
зоподъемностью 5 тс;
под перекрытием 15,00 - установка крана мостового электрического
грузоподъемностью 20/5 тс.
311
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТР ЛЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
312
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Обслуживание оборудования, арматуры и трубопроводов под отмет-
кой 15,00 турбинного отделения при ремонтах предусматривается стацио-
нарными и инвентарными грузоподъемными механизмами с последую-
щим выносом в зону обслуживания основных мостовых кранов или в зону
транспортного проезда электрокара.
Размещение деталей при производстве капитального ремонта преду-
сматривается на площадке обслуживания, имеющей силовое перекрытие.
Все крупногабаритное и тяжеловесное оборудование находится в зоне
действия главного мостового крана. Для обслуживания и ремонта основ-
ного и вспомогательного оборудования, арматуры, стопорных и регули-
рующих клапанов предусмотрены площадки и лестницы.
Для обеспечения высокой степени ремонтопригодности турбины на
всех деталях проточной части, корпусах цилиндров, паровых коробках,
крышках подшипников предусмотрены средства захвата, позволяющие
использовать стандартные грузоподъемные средства при обслуживании и
ремонте турбины.
313
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
5.3. Ядерные энергетические реакторы на быстрых нейтронах
5.3.1. Технические характеристики реакторной установки БН-600
Основные характеристики реакторной установки БН-600 приведены
в табл. 5.4.
Таблица 5.4
Основные технические и теплофизические характеристики реактора БН-600
Параметр Значение
Номинальная тепловая мощность реактора, МВт 1470
Номинальная мощность реактора электрическая, МВт 600
Время работы на номинальной мощности между перегрузками, До 160
сутки
Количество ТВС активной зоны, в том числе, шт:
ЗМО 136
ЗСО 94
ЗБО 139
Максимальное выгорание топлива, % т.а.:
ЗМО 9,0
ЗСО 9,5
ЗБО 10
Количество ТВС боковой зоны воспроизводства (БЗВ), шт.;
в том числе: 161
внутренней наружной 201
Топливный материал ио2
Обогащение по урану-235, вес. %:
ЗМО 17
ЗСО 21
ЗБО 26
Номинальное количество топлива в ТВС АЗ, кг 32,8
Номинальное количество воспроизводящего материала (окиси), кг:
в ТВС АЗ 22,5
в ТВС БЗВ 78,8
314
Л ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Продолжение табл. 5.4
Параметр Значение
Кампания ТВС, эфф. сутки:
ЗМО 560
ЗСО 560
ЗБО 560
БЗВ (4-11)х1б0
Максимальное выгорание топлива, % т.а.: 11,2
Максимальный поток нейтронов, н/см2с:
Полный 6,5х1015
с Г >0,1 МэВ 3,9х1015
Максимальное выгорание топлива, % т.а.: 11,2
Максимальный поток нейтронов, н/см2с:
Полный 6,5х1015
сЕ> 0,1 МэВ 3,9х1015
Максимальный флюенс нейтронов Е >0, 1 МэВ, н/см2 1,62х1023
Максимальная повреждающая доза, с/а 83
Максимальная мощность ТВС АЗ с учетом мощности торцевых экранов, МВт:
для ТВС ЗМО 4,4
для ТВС ЗСО 4,6
для ТВС ЗБО 4,7
Максимальная тепловая нагрузка, кВт/м, твэла:
на твэл АЗ 48
на твэл БЗВ 48
Количество стержней СУЗ, в том числе, шт.:
PC 2
КС 19
АЗ 5
АЗ-П 1
Температура натрия первого контура при Л'1ЮМ:
на входе в реактор 365
на выходе из реактора 535
Количество параллельных петель первого и второго контуров, шт. 3
Расход натрия по петле второго контура номинальный, м3/ч 8300
315
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Продолжение табл. 5.4
Параметр Значение
Температура натрия второго контура при и номинальном расходе, °C: на выходе из парогенератора на входе в парогенератор 328 518
Геометрические характеристики АЗ (для горячего реактора): высота АЗ, см радиус АЗ, см Шаг размещения ТВС, см 104,2 103,6 9,902
Высота торцевой зоны воспроизводства, см; верхней нижней 30,2 35,3
Радиус АЗ, см 103,6
Шаг размещения ТВС, см 9,902
Характеристики ТВС и твэла АЗ: Размер «под ключ» шестигранной трубы, мм Толщина стенки шестигранной трубы, мм Количество твэлов в ТВС, шт. в том числе: центральных, шт. периферийных, шт. Диаметр и толщина оболочки твэлов, мм Диаметр дистанционирующей проволоки, мм Размеры дистанционирующей ленты, мм Диаметр (и количество вытеснителей), мм (шт.) Загрузка топлива в один твэл, г Эффективная плотность окиси урана, г/см3 Максимальная температура внутренней поверхности оболочки твэла с учетом факторов перегрева, °C Максимальное давление газа в твэле (продукты деления), кгс/см2 Скорость натрия максимальная: в ТВС, м/с в запиточных отверстиях, м/с Максимальный перепад давления на шестигранной трубе ТВС, кг/см2 96 2 127 91 36 6,9x0,4 1,05 0,6x1,3 1,6(36) 258 8,7 710 40 8,1 23,0 6,3
316
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Окончание табл. 5.4
Параметр Значение
Характеристики ТВС и твэла БЗВ: Количество твэлов в ТВС, шт. Диаметр и толщина оболочки твэлов, мм Размеры дистанциоиирующей ленты, мм Диаметр (и количество вытеснителей), мм (шт.) Загрузка обедненной окиси урана в один твэл, г Эффективная плотность обедненной окиси урана, г/см3 Максимальный полный нейтронный поток, н/см2 с 37 14x0,4 0,6x1,3 3,5(18) 2130 9,8 3,0хЮ15
Характеристики торцевого экрана: количество твэлов в ТВС, шт. диаметр и толщина оболочки твэлов Эффективная плотность обедненной окиеи урана, г/см3 Максимальный полный нейтронный поток, н/см2 с 127 6, 9x0,4 9,4 0,6 хЮ13
Компоновка реактора БН-600 (см. рис. 5.14) является интегральной,
при которой все оборудование как собственно реактора (активная зона и
зона воспроизводства, внутрикорпуспые устройства с напорной камерой,
коллекторами и нейтронной подпоркой), так и оборудование первого кон-
тура (основные трубопроводы, главные циркуляционные насосы, проме-
жуточные теплообменники) размещаются в общем баке - корпусе реакто-
ра. Корпус реактора заключен в страховочный корпус.
Использование интегральной компоновки позволяет сократить стро-
ительные объемы, исключить разветвленную сеть трубопроводов первого
контура с радиоактивным натрием, работающих при высоких температу-
рах и в условиях резких теплосмен, и обеспечить большую тепловую
инерцию реактора. Все эти факторы положительно влияют на безопас-
ность реактора БН-600.
Корпус реактора - бак цилиндрической формы с эллиптическим
днищем и конусной крышей. 0 бака - 12,8 м, высота - 12,6 м, толщина
стенки корпуса - 30 мм. Корпус окружен страховочным кожухом для
предотвращения течи натрия. Перегрузка реактора осуществляется через
поворотные пробки, которые установлены на крыше реактора. Бак реакто-
ра установлен на 20 катковых опорах в шахте реактора. Температура кор-
пуса и конусной части контролируется 180 термопарами. Давление газа в
страховочном корпусе контролируется датчиками давления.
317
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Реактор расположен в бетонной шахте 0 15 м, облицованной сталь-
ным листом толщиной 10 мм. Кольцевое пространство между реактором и
бетонной шахтой составляет 880 мм и выбрано из условий доступности
монтажа теплоизоляции, а также ремонта корпуса и страховочного корпуса.
Сверху шахту с реактором перекрывает верхняя биологическая за-
щита, выполненная в виде кольца, опирающегося на катковые опоры.
Биологическая защита представляет собой серию чередующихся слоев
стали и серпентинитового бетона. Общая толщина биологической защиты
1,745 м.
Активная зона условно представляет собой цилиндр диаметром 2 м,
высотой 1,03 м и окружена зоной воспроизводства из обедненной двуоки-
си урана, в которой осуществляется наработка вторичного топлива - плу-
тония. На рис. 5.15 показана картограмма активной зоны.
Активная зона и окружающие ее внутренняя и наружная боковые
зоны воспроизводства занимают центральную часть реактора и набирают-
ся из шестигранных сборок с номинальным размером «под ключ» 96 мм,
хвостовики которых вставляются в гнезда напорных коллекторов со сред-
ним шагом 98,35 мм.
Активная зона состоит из 397 ячеек, 369 из которых предназначены
для ТВС, 27 для гильз под органы СУЗ и одна для фотонентронного сурь-
мяно-бериллиевого источника.
Для выравнивания поля тепловыделения по радиусу активная зона
разбита на три радиальные зоны, отличающиеся обогащением двуокиси
урана:
- зона малого обогащения (ЗМО) .....................17 %
- зона среднего обогащения (ЗСО)....................21 %
- зона большого обогащения (ЗБО).’..................26 %
318
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Рпс. 5.14. Поперечный разрез реактора БН-600:
1 - корпус реактора; 2 - напорная камера и коллектор; 3 - активная зона; 4 - ГЦН-1;
5 - центральная поворотная колонна; б - биологическая защита; 7 - поворотная пробка;
8 - защитная оболочка; 9 - ИМ СУЗ; 10 - ПТО; 11 - опорный пояс;
12-напорный трубопровод; 13-катковая онора; 14 - бетон шахты реактора
319
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
В зонах малого и среднего обогащения размещены стержни СУЗ и
рабочий сурьмяно-бериллиевый источник нейтронов. Второй источник
находится на границе активной зоны и внутренней боковой зоны воспро-
изводства.
Рис. 5,15. Картограмма активной зоны БН-600
Зона воспроизводства, окружающая активную зону, подразделяется
на верхний и пижний торцевые экраны, внутреннюю и наружную боковые
зоны воспроизводства.
Торцевые экраны состоят из обедненного диоксида ураиа
(0,48 вес. %, содержание по 235U ), размещенной в нижней и верхней ча-
стях твэлов активной зоны по высоте 300 мм «вверх» и 380 мм «вниз» от
обогащенного топлива.
Внутренняя боковая зона воспроизводства примыкает непосред-
ственно к активной зоне и представляет собой два ряда ТВС в количестве
161 шт.
Наружная боковая зона воспроизводства (НБЗВ) содержит 201 ТВС.
Толщина ее меняется от азимута, в районе элеваторов загрузки-выгрузки
ТВС НБЗВ отсутствуют.
Внутриреакторное хранилище. Непосредственно к НБЗВ примыка-
ют 179 ячеек для выдержки отработанных ТВС и ФНИ, высокое остаточ-
ное тепловыделение в которых ие позволяет производить выгрузку без их
выдержки, и 4 ячейки для перегрузки стержней и гильз PC, АЗ и КС.
320
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Остаточное тепловыделение наиболее теплонапряжеиных ТВС после
500 ч с момента останова реактора составит -10 кВт, а мощность дозы
гамма-излучения на расстоянии 1 м ~ 10 мкЗв/с.
В зоне хранилища имеется 4 гильзы для обеспечения циркуляции
натрия со сниженным уровнем (на 100 мм ниже головок ТВС) и 19 сталь-
ных шестигранников, являющихся защитой опор элеваторов от высоких
уровней излучения.
Система управления и защиты (СУЗ) реактора БН-600 предназна-
чена для:
• измерения мощности и времени удвоения мощности реактора (скорости
разгона) во всех диапазонах работы, начиная с подкритического состояния
до 100 % номинальной мощности, в том числе и при перегрузках;
• автоматического и дистанционного контролируемого вывода реактора
на заданный уровень мощности;
• поддержания заданной плотности нейтронного потока в диапазоне
0,1*100 % номинальной мощности;
• автоматического и дистанционного гашения цепной реакции с различ-
ной скоростью при появлении аварийного состояния в реакторе или дру-
гих узлах установки;
• компенсации изменения реактивности;
• контроля положения органов управления при всех режимах работы ре-
актора;
• автоматического экстренного снижения мощности на заданную величи-
ну при возникновении аварийных ситуаций.
Стержни аварийной защиты (АЗ) являются исполнительными орга-
нами подсистемы аварийной защиты и служат для автоматической или
ручной (дистанционной) остановки реактора при возникновении аварий-
ной ситуации в реакторе или других узлах установки, а также обеспечи-
вают безопасное подкритическое состояние реактора при перегрузке ТВС
к ремонтных работах. Подсистема АЗ включает в себя 6 стержней. В каче-
стве поглотителя используется карбид бора В4С обогащенного, В-10.
Компенсирующий стержень (КС) является исполнительным органом
подсистемы компенсации реактивности и служит для компенсации изме-
нений реактивности вследствие температурных и мощностных эффектов
реактивности, а также для компенсации изменения реактивности от выго-
рания топлива в течение работы реактора между перегрузками. Число КС
составляет 19, поглотителем в которых является естественный карбид бо-
ра В4С.
Стержни автоматического регулирования (АР) в количестве 2 шт.
являются исполнительными органами подсистемы автоматического регу-
лирования и обеспечивают автоматическое поддержание мощности реак-
321
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
тора на любом уровне и перевод его на другую мощность. Поглотителем в
стержнях АР является естественный карбид бора.
Стержень АЗ в верхнем положении удерживается самотормозящим
червяком при сцепленных под действием электромагнитных сил роторах
электромагнитной муфты.
В случае сброса стержней АЗ (в режиме БАЗ) обесточивается элек-
тромагнитная муфта и рейка со штангой под действием усилия разгоняю-
щей пружины и собственного веса сбрасывается вниз за время 1,0 с.
Торможение падающих частей производится амортизационной пру-
жиной, которая поглощает энергию всех движущихся частей.
Предотвращение выталкивания штанги со стержнем из нижнего по-
ложения после сброса от действия амортизационной пружины обеспечи-
вается обгонной муфтой.
Характеристики активной зоны и СУЗ приведены в табл. 5.5.
Таблица 5.5
Характеристики активной зоны и СУЗ
Характеристика Размерность Величина
Температурный и мощностной эффекты реактивно- сти: dk/k, % -1,2
Полный мощностной коэффициент реактивности на номинальном (разрешенном) уровне мощности рэф4/МВт -2,7-104
Коэффициент реактивности по температуре теплоно- сителя на входе в активную зону Рэфф,°C -3,3-10'J
Максимальный запас реактивности (после перегрузки топлива при перегрузочном уровне температур) Рэфф 8,1
Эффективная доля запаздывающих нейтронов % 0,7-4),'65
Эффективность стержней АЗ в состоянии с макси- мальным запасом реактивности:
полная эффективность, не менее dk/k, % 2,9
без одного наиболее эффективного стержня dk/k, % 2,4
Суммарная эффективность погруженных в активную зону стержней СУЗ, не меиее dk/k, % 10,1
Эффективность органов СУЗ
Эффективность органов СУЗ выбрана исходя из необходимости
обеспечить нужный запас реактивности для компенсаций влияния следу-
ющих факторов в процессе кампании:
322
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
• изменения изотопного состава в процессе кампании;
• температурного эффекта;
• мощностного эффекта;
• прочих эффектов реактивности (пустотного, барометрического, гидро-
динамического);
• обеспечения подкритичности реактора 0,01 после взвода стержней АЗ
при пуске реактора;
• необходимости иметь дополнительный запас в 0,02 в соответствии с
требованием и. 2.7,2.5 НП-082-07.
Величина эффектов реактивности указана в табл. 5.6.
Таблица 5.6
Величина эффектов реактивности
Наименование эффекта Изменение реактивности за кампанию (180 эфф. суток), %Дк/к
1. Выгорание топлива -2,6
2. Температурный эффект -2, 8х 10'5 tIk/kPC -0,32
3. Мощностной эффект -0,5х10’5 <7к/к-МВт -0,75
4. «Запас» на перегрузку -2,0
Сумма расчетных изменений р -5,67
5. Запас на погрешность расчета -0,7
6. Полная требуемая эффективность СУЗ -6,4
Величина эффектов реактивности (барометрический, гидродинами-
ческий) в таблице пе указана, ибо они близки к нулю, а натриевый пу-
стотный эффект - вследствие того, что он отрицателен для активной зоны.
Органы СУЗ достаточно сильно интерферируют друг с другом: и для
АЗ наблюдается положительная интерференция, равная 20ч-50 % (т. е.
арифметическая сумма эффективностей стержней ниже эффективности
соответствующей группы стержней.
Системы контроля герметичности оболочек
Секторная система контроля герметичности оболочек
Секторная система контроля герметичности оболочек (ССКГО)
предназначена для получения во время работы реактора на мощности ин-
формации о состоянии твэлов в активной зоне.
323
а томные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
В основу проекта ССКГО положен принцип индикации утечки про-
дуктов деления из поврежденных твэлов в теплоноситель. В качестве ре-
перных радионуклидов выбраны предшественники запаздывающих
нейтронов, что позволяет использовать для осуществления контроля из-
мерение потока нейтронов из объема теплоносителя первого контура и
местах расположения датчиков системы. Поскольку предшественники за-
паздывающих нейтронов выходят из твэлов в случаях, когда топливо в
месте повреждения оболочки контактирует с теплоносителем, система
предназначена для контроля за появлением именно таких дефектов и их
развитием при работе реактора с целью своевременного принятия мер по
предотвращению превышения установленных пределов.
В состав ССКГО входят 12 каналов измерения потоков запаздываю-
щих нейтронов, состоящих из датчика, линии передачи импульсной ин-
формации от датчика к электронной аппаратуре и самой аппаратуры для
преобразования информации, вывода ее на запись и передача на БЩУ.
Датчики выполнены на основе счетчиков медленных нейтронов
СНМ-14 и размещены в шахте реактора напротив входных окон шести
ПТО в специальных защитных блоках. В каждом блоке размещены датчи-
ки двух независимых каналов системы. Защитный блок выполняет функ-
цию защиты датчиков от создающего фон потока нейтронов, «рассеян-
ных» в шахту реактора через нейтроноводы БИК и другие неоднородно-
сти во внутрикорпусной защите, а также от потока гамма-квантов из объ-
ема теплоносителя. Блоки подвешены к смотровой площадке с помощью
металлических стоек. В каждом из блоков предусмотрен вертикальный
канал, предназначенный для установки источника нейтронов при аттеста-
ции и проверке измерительных каналов ССКГО.
Линии передачи импульсной информации, а также линии подачн
электропитания на датчики разделены на две части: работающую в шахте
реактора в условиях высокого радиационного воздействия и работающую
в нормальных условиях. Для соединения частей сразу после выхода из
шахты вне радиационных полей установлены соединительные коробкн.
В состав аппаратуры ССКГО входят измерительные кассеты (вход-
ной усилитель, дискриминаторы, нормализатор, схема пересчета, интегра-
торы), система питания с блоками контроля и сигнализации.
ССКГО снабжена следующими датчиками КИП:
- 12 датчиков запаздывающих нейтронов (в шахте реактора по два у
каждого ПТО);
- 12 датчиков температуры (внутри защитного блока 4ПТО-А);
- 2 датчика гамма-активности теплоносителя первого контура (в по-
мещении натриевых трубопроводов вспомогательных систем первого кон-
тура).
324
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ ИА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Управление системой осуществляется тумблерами и переключате-
лями на фальшпанелях блоков аппаратуры, расположенных в помещении
местного щита КГО и спектрометрии. Запись показаний датчиков запаз-
дывающих нейтронов ведется на блочном щите управления, где также
обеспечена по каждому из этих каналов световая и звуковая сигнализация
по превышению уставок.
ССКГО оснащена сигнализацией об отключении электропитания ап-
паратуры.
Информация со всех 12 каналов ССКГО введена в ИВС блока №3,
откуда в любое время может быть затребована на БЩУ-3 в виде слайда на
дисплей ВИУРа или в виде установленного бланка на терминал. Для опе-
ратора поставлена программа предупреждения о достижении предела без-
опасной эксплуатации по скорости развития повреждения твэлов.
При нормальной работе реактора ССКГО контролирует поток
нейтронов, испускаемых предшественниками запаздывающих нейтронов
нз объема теплоносителя первого контура на входе его в ПТО. В соответ-
ствии с этим система:
- регистрирует появление в активной зоне твэлов с прямым контак-
том топлива с теплоносителем во время работы реактора;
- обеспечивает наблюдение за развитием дефектов в оболочках твэ-
лов, допускаемых контакт топлива с тепло носителем;
- своевременно вырабатывает сигнал оператору о необходимости
немедленного останова реактора при достижении предела безопасной экс-
плуатации по скорости процесса разгерметизации твэлов и предотвраще-
ния таким образом максимального проектного предела повреждения твэ-
лов.
Кроме того, на основе анализа соотношений показаний каналов систе-
мы, в том числе оперативного анализа по специальной программе, обеспе-
чивается определенной степенью достоверности локализация положения в
активной зоне ТВС с твэлами, поврежденными до прямого контакта топлива
с теплоносителем.
При отсутствии в активной зоне поврежденных твэлов показания ка-
налов ССКГО складываются из регистрации четырех составляющих пото-
ка нейтронов в месте расположения датчиков:
- запаздывающих нейтронов, испускаемых предшественниками, поступа-
ющими в теплоноситель при делении топлива на поверхности твэлов (за-
грязнение при изготовлении);
- нейтронов активной зоны, прямо прошедших к датчикам через внутри-
корпусную защиту;
- фотонейтронов, образовавшихся в водородосодержащих материалах при
облучении их гамма-квантами высоких энергий;
325
A ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОН АХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
- нейтронов активной зоны, прошедших через неоднородности во внутрн-
корпусной защите и попадающих на датчики после многократного рассея-
ния.
Первые три компоненты одинаковы для всех датчиков и в сумме
вносят в показания вклад от 20 до 30 имп/с при нормальной мощности ре-
актора. Четвертая компонента зависит от положения датчиков и вклад ее в
показания составляет для секторов 4ПТО-А и 6ПТО-Б - до 3700 имп/с,
для 4ПТО-Б и 6ПТО-А - от 150 до 200 имп/с, для 5ПТО-А и 5ПТО-Б - от
5 до 10 имп/с. Суммарные показания, обусловленные всеми этими компо-
нентами, являются фоном, превышение которого квалифицируется как
появление в активной зоне твэлов, поврежденных до прямого контакта
топлива с теплоносителем. Предельный прирост показаний над фоном -
1000 имп/с установлен на основе анализа опыта эксплуатации БН-600 с
поврежденными твэлами и обусловлен сопоставлением показаний при
конкретных разгерметизациях твэлов и последствий этих разгерметизаций
для радиационной обстановки на реакторе и для самих твэлов и ТВС.
Нарушение нормальной эксплуатации реактора, а также других си-
стем первого контура на работоспособность ССКГО не влияют, т. к. она
фактически не имеет технологической части и выполняет свои функции во
время работы реактора.
При отказах внутришахтных элементов одного из двух каналов
ССКГО, контролирующих каждый из шеети секторов активной зоны, си-
стема продолжает нормально функционировать. При отказе внутришахт-
ных элементов обоих каналов одного из секторов контроль в данном сек-
торе осуществляется по показаниям датчиков соседних секторов.
Система КТО по газу и петля спектрометрии
Система КТО твэлов по газу предназначена для:
- регистрации разгерметизации твэлов по изменению активности защитно-
го газа реактора;
- контроля активности защитного газа;
- определения изотопного состава гамма-активных нуклидов в защитном
газе.
Система функционирует при работе реактора на мощности.
Основные принципы и критерии, положенные в проект системы
КТО: оборудование системы должно обеспечивать чувствительность, до-
статочную для регистрации разгерметизации по газу единичного твэла
при работе реактора на мощности, и контроль установленной предельной
активности в защитном газе ректора.
Основными элементами системы являются:
- ловушки паров натрия (2 шт.) с пропускной способностью 0,3 м3/ч;
- микронагнетатели типа МР5-8Г (2 шт.) с производительностью 10 л/мнн;
326 ““ “
J. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
- фильтр аэрозольный типа В-01 с пропускной способностью 10 м3/ч;
- датчик КТО;
- измерительная емкость для ППД спектрометра;
- трубопроводы и арматура.
Забор газа на КТО производится из внутрибакового газового коллек-
тора, который расположен в верхней части корпуса реактора под цен-
тральной горловиной.
По трубопроводам Ду 48x4 газ из внутрибакового коллектора пода-
ется к ловушкам паров натрия. Для исключения забивания трубопроводов
парами натрия на них наложены электрообогрев и изоляция. В ловушках
паров натрия газ охлаждается, пары натрия, содержащиеся в нем, конден-
сируются и осаждаются на проволочной насадке. После ловушки газ по-
ступает на всас микронагнетателя. Предусмотрены две взаиморезервируе-
мые нитки с ловушками паров и микронагнетателями. С напора микро-
нагнетателя газ после очистки на аэрозольном фильтре прокачивается че-
рез датчик КТО. После датчика КТО организован измерительный участок
для спектрометрии газа. Далее газ поступает в трубопровод газовой ком-
пенсации.
Управление микронагнетателями осуществляется с БЩУ, Арматура
системы управляется из коридоров обслуживания операторами. Преду-
смотрен контроль параметров на БЩУ:
- расход газа через систему;
- температура в отстойниках ловушек паров натрия;
- активность газа.
Контроль температуры стенок электрообогреваемых трубопроводов
производится с постов контроля и управления электрообогрева. Контроль
изотопного состава гамма-активных нуклидов осуществляется с местного
щита.
Нормальное функционирование системы. Расход газа через систему
поддерживается на уровне 5 л/мин. Трубопроводы до ловушки паров
натрия разогреты системой электрообогрева до 500 °C. Температура газа
на выходе из ловушек паров поддерживается 130-135 °C. Активность про-
качиваемого газа измеряется непрерывно, При работе реактора спектро-
метрия газа осуществляется с периодичностью один раз в час.
Функционирование системы при отказах. При проектировании и
эксплуатации учитываются следующие отказы элементов системы:
- отказ микронагнетателя;
- отказ ловушки паров натрия;
- отказ электрообогрева системы;
- отказ арматуры;
- разгерметизация системы.
327
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
При отказе микронагнетателя выполняется переход на резервный.
Условия размещения микронагнетателей позволяют производить их ре-
монт без останова системы.
При отказе ловушки паров натрия осуществляется переход на ре-
зервную. Отказавшая ловушка отсекается и производится ее регенерация
или ремонт в зависимости от характера отказа.
При отказе системы электрообогрева осуществляется перевод элек-
трообогрева на резервные нагреватели. Весь электрообогрев системы вы-
полнен со 100 % резервом.
При разгерметизации участка он отсекается от реактора и произво-
дится ремонт разгерметизированной части участка. Останов системы на
время ремонта не влияет на безопасность блока.
Система обнаружения дефектных сборок
Для отбора проб газа механизм наводится с помощью поворотпых
пробок на ячейку реактора с контрольной ТВС.
Производится отдавливание уровня теплоносителя до среза обсадной
трубы и захватным устройством ТВС поднимается в образованную газовую
полость механизма, в котором она выдерживается заданное время. Затем за-
хватное устройство с ТВС опускается, производится отбор проб газа из меха-
низма в СОДС.
Критерием выполнения возложенных на механизм в этом режиме
функций является надежная работа захватного устройства, недопускаю-
щая перегрев сборки, обеспечивающая подъем и опускание ТВС из газо-
вой полости в заданное время и доставку проб газа в систему обнаружения
дефектных сборок.
К нарушению условий нормальной эксплуатации относятся отказ
захватывающего устройства и, как следствие, выдержка ТВС в газовой
полости больше заданного времени и перегрев ТВС с возможной разгер-
метизацией оболочек твэл. Данное нарушение устраняется с помощью
выравнивания давления в полости механизма и газовой полости реактора.
Выравнивание давления производится сбросом давления газа из механиз-
ма в СОДС или открытием клапана, установленного на байпасной ветке,
соединяющей полость механизма перегрузки с газовой полостью реакто-
ра. Критерием выполнения возложенных на механизм перегрузки функ-
ций в данном случае является обеспечение подъема уровня теплоносителя
за время не более 1 минуты.
328
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ ИА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
5.3.2. Технические характеристики реактора БН-800
БН-800 предназначен для получения тепловой энергии с целью по-
следующего преобразования ее в электрическую энергию в составе энер-
гоблока с одновременной выработкой ядерного вторичного топлива.
Характеристики и физические особенности реактора БН-800 пред-
определяют многоцелевой характер его использования, а именно:
• как энергетического источника тепла и электроэнергии;
• «сжигание» долгоживущих трансурановых элементов, накапливаю-
щихся в отработавшем ядерном топливе реакторов всех типов;
• возможность наработки изотопной продукции.
Такие комплексные свойства не могут быть обеспечены при использо-
вании реакторных установок других типов. Оборудование реактора и си-
стем, связанных с обращением со сборками, содержащими изотопы и транс-
урановые элементы, спроектировано исходя из условия реализации данных
функций.
Реакторная установка БН-800 обладает следующими физическими и
конструктивными характеристиками безопасности:
• стабильность характеристик активной зоны;
• большой запас по температуре до кипения натрия (350 °C);
• высокая теплоемкость и наличие естественной циркуляции в первом и
втором контурах, позволяющих в течение длительного времени аккуму-
лировать остаточное тепловыделение реактора;
• низкое рабочее давление первого контура;
• наличие промежуточного нерадиоактивного натриевого контура;
• четыре барьера безопасности между топливом и окружающей средой.
В проекте БН-800 реализованы следующие решения, направленные
на повышение безопасности:
• внутренняя самозащищенность реактора;
• сейсмостойкое выполнение главного корпуса и всех систем безопасности;
• отвод остаточного тепловыделения реактора в аварийных режимах че-
рез специальные воздушные теплообменники;
• выполнение всех защит реактора в трехканальном исполнении;
• построение систем безопасности по петлевому принципу,
Все вышеизложенное, а также разработка и внедрение на блоке
ЕН-800 дополнительных технических средств, основанных на пассивных
принципах, в частности, самосрабатывающих стержней аварийной защи-
ты, позволяют существенно повысить самозащищенность блока и прибли-
зить его характеристики к характеристикам энергоблока предельной без-
опасности.
329
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА ЕЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Основные технические характеристики реактора приведены в табл. 5,7,
Таблица 5.7
Технические характеристики реактора
Наименование характеристики Величина
Максимальная тепловая мощность, МВт 2100
Количество петель теплообмена 3
Рабочая среда:
теплоноситель Натрпй металлический
защитный газ Аргон
Температура теплоносителя:
на входе в промежуточные теплообменники по пер- вому контуру, °C 547
на выходе из промежуточных теплообменников по первому контуру, °C 354
на входе в промежуточные теплообменники по вто- рому контуру,°C 309±5
на выходе из промежуточных теплообменников по второму контуру, °C 505+S_IO
в корпусе реактора в режиме перегрузки, °C 250
Общий расход теплоносителя через промежуточные теплообменники по первому контуру при совмест- ной работе трех насосов в номинальном режиме, кг/с 8550
Общий расход теплоносителя через промежуточные теплообменники по второму контуру, кг/с 8418
Номинальное давление теплоносителя (изб.); - в напорных трубопроводах и в напорной камере, МПа - на днище корпуса (с учетом давления газа), МПа 0,856 0,162
Давление защитного газа (изб.): - в корпусе реактора в номинальном режиме, МПа - в корпусе реактора в режиме перегрузки, МПа 0,054 0,005
330
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Реактор имеет интегральную компоновку оборудования первого
контура (см. рис. 5.16, 5.17), при которой активная зона и зона воспроиз-
водства с системой организации теплосъема, органы управления реактив-
ностью, ПТО, ГЦН-1, радиационная защита, поворотные пробки, внутри-
реакторные конструкции, механизм перегрузки, элеваторы загрузки и вы-
грузки, внутриреакторные устройства временного хранения топлива, под-
вески ионизационных камер и теплоноситель первого контура размещены
внутри корпуса реактора.
Рис. 5.16. Разрез РУ БН-800:
1 - исполнительные механизмы СУЗ; 2- основной корпус реактора; 3 — ГЦН-1;
4 - пояс опорный; 5 - трубопровод напорный; 6 - камера напорная;
7-пробкиповоротные; 8 - ПТО; 9 — компенсатор; 10 - нижний и верхний ярусы боковой
внутрпкорпуснон защиты; 11 - корпус реактора страховочный; 12 - устройство для сбора
топлива 13 - пробки уровнемеров; 14 - пробки под механизмы системы горизонтального
звуков цдения; 15 - барабаны перегруз очные с приводам л и оборудованием;
16 - механизм передачи сборок перегрузочного бокса; 17 - пробки для внутрибаковых
ионизационных камер
331
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХНЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
В состав реактора входит следующее основное оборудование:
• корпус реактора и внутрикорпусные конструкции;
• активная зона;
• промежуточный теплообменник (ПТО) «натрий-натрий» - 6 шт;
• главный циркуляционный насос первого контура (ГЦН-1) - 3 шт;
• пробки поворотные с приводами - 3 шт;
• барабаны перегрузочные с приводами и оборудованием - 2 шт;
• комплект исполнительных механизмов СУЗ - 1 шт;
• комплекс механизмов перегрузки: механизм перегрузки - 1 шт,
• элеваторы - 2 шт, механизм передачи сборок - 1 шт;
• внутрибаковые ионизационные камеры - 8 шт;
• механизмы системы горизонтального звуковидения - 2 шт;
• средства измерений и контроля (термопреобразователи электриче-
ские, уровнемеры и т. п.),
Основное оборудование реактора (кроме барабанов перегрузочных,
механизма перегрузки и механизма передачи сборок) размещается в кор-
пусе реактора, который устанавливается на дне шахты реактора).
Корпус реактора представляет собой вертикальный цилиндрический
сосуд, имеющий конусную крышу и эллиптическое днище с опорным
кольцом. Для локализации последствий разгерметизации корпуса реактора
332
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
его днище, цилиндрическая часть и часть конусной крыши, находящиеся
под слоем натрия, заключены в страховочный корпус. Основной и страхо-
вочный корпуса имеют нижний узел опирания.
Крыша корпуса имеет горловипу с силовым фланцем, к которому
приварена опорная обечайка поворотной пробки. На нее (обечайку) уста-
навливаются поворотные пробки с механизмами. Кроме центральной гор-
ловины, на крыше корпуса реактора размещены патрубки для проходки
ПТО, ГЦН-1, для монтажа оборудования комплекса систем перегрузки
сборок активной зоны. В крыше корпуса имеются также патрубки под
уровнемеры, под механизмы системы звуковидения, под внутрибаковые
ионизационные камеры и патрубки вспомогательных систем реактора.
Цилиндрическая часть корпуса и эллиптическое днище приварены к
опорному кольпу корпуса, с помощью которого корпус через опорную
обечайку основного корпуса, опорное кольцо и опорную обечайку страхо-
вочного корпуса жестко связан с фундаментной рамой шахты реактора.
Страховочный корпус реактора расположен вокруг основного кор-
нуса с зазором - 100 мм, оканчиваясь выше уровня теплоносителя первого
контура. Вверху крыша страховочного корпуса соединена с крышей ос-
новного корпуса с помощью торового компенсатора. Страховочный кор-
пус имеет патрубки под ГЦН-1, ПТО, уровнемеры и вспомогательные
трубопроводы первого контура. Патрубки под ГЦН-1 и ПТО соединены с
соответствующими патрубками крыши основного корпуса е помощью
сильфонных компенсаторов. Наружную поверхность страховочного кор-
нуса покрывает теплоизоляция, предназначенная для ограничения тепло-
вых потерь установки в окружающую среду и снижения температурного
перепада в стенках корпуса.
Внутри основного корпуса располагаются: пояс опорный, на кото-
рый опираются все внутрикорпусные конструкции и внутрикорпусное
оборудование; напорные трубопроводы, коллектор распределительный
(напорная камера с коллекторами и отражателем), трубопроводы вспомо-
гательных систем, вытеснители, компенсаторы сильфонные, внутрикор-
нусная защита, устройство для сбора топлива.
Напорные трубопроводы подачи натрия от ГЦН-1 к напорной камере
образуют три блока напорных трубопроводов, каждый из которых состоит
из тройника и двух трубопроводов, приваренных к патрубкам напорной
камеры, Тройник приварен к опоре ГЦН-1. Для ограничения протечек
теплоносителя при возможной разгерметизации трубопровода каждый из
блоков заключен в страховочный кожух.
Напорная камера е коллекторами является опорой для комплекта
ТВС, сборок стальной и борной защиты, гильз и стержней СУЗ и предна-
значена для распределения теплоносителя между сборками активной зо-
333
а томные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
ны, зоны воспроизводства и хранилища, а также для подачи части расхода
теплоносителя на охлаждение корпуса реактора и внутрибаковых иониза-
ционных камер.
На верхней плите напорной камеры установлен и закреплен болтами
отражатель, предназначенный для формирования наружного контура ак-
тивной зоны и уменьшения потока нейтронов на внутрикорпусные кон-
струкции. Обечайка в районе элеваторов загрузки и выгрузки вырезана и к
ней приварена внутренняя выгородка, к которой крепятся нижние опоры
элеваторов.
Под элеваторной выгородкой на уровне центра активной зоны рас-
положены вытеснители, предназначенные для обеспечения необходимого
нейтронного потока на внекорпусные ионизационные камеры.
Для обеспечения герметизации и компенсации температурных пере-
мещений в местах проходки ГЦН-1 и ПТО через крышу корпуса реактора
служат сильфонные компенсаторы.
В состав реакторной установки входит ряд вспомогательных систем
первого контура, оборудование которых расположено за пределами кор-
пуса реактора (система очистки натрия, система заполнения (дренажа)
натрием реактора и т. д.). В корпусе реактора расположены натриевые
трубопроводы, соединяющие соответствующие внутрикорпусные полости
реактора с внешними трубопроводами первого контура:
• трубопровод подачи теплоносителя в систему очистки;
• трубопровод возврата теплоносителя с системы очистки;
• трубопровод заполнения теплоносителем реактора.
Устройство для сбора топлива, расположенное под напорной каме-
рой, предназначено для локализации расплавленного топлива и организа-
ции съема остаточных тепловыделений топлива за счет естественной цир-
куляции теплоносителя первого контура, предотвращения попадания топ-
лива на днище корпуса и предотвращения образования вторичных крити-
ческих масс при запроектной аварии, При нормальных режимах работы
реактора устройство для сбора топлива омывается теплоносителем, по-
ступающим через дроссели из напорной камеры на охлаждение корпуса
реактора.
Радиационная защита реактора обеспечивает:
• снижение уровней ионизирующих излучений реактора до регламенти-
рованных значений в околореакторных помещениях;
• снижение активности технологических сред и сменного (ремонтопри-
годного) оборудования первого контура до приемлемых величин;
• ослабление потоков радиации до допустимых величин на конструктив-
ные элементы реактора и используемые материалы, снижение радиацион-
ных тепловыделений в конструкциях реактора.
334
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
В состав защиты реактора входят:
• первичная защита (в составе активной зоны);
• внутрикорпусная защита;
• верхняя защита (поворотные пробки и верхняя неподвижная защита);
• защита транспортно-технологического тракта.
Практически все основное оборудование первого контура заключено в
общем баке реактора (интегральная компоновка). Вне корпуса реактора вы-
несены вспомогательные системы, обеспечивающие контроль качества
натрия и его очистку, а также газовые системы и система компенсации дав-
ления. Условием размещения этих систем является обеспечение минималь-
ной протяженности натриевых трубопроводов первого контура. С этой це-
лью коридоры трубопроводов натрия первого контура выполнены непосред-
ственно примыкающими к железобетонной шахте, в которой установлен ре-
актор.
Активная зона реактора спроектирована таким образом, что при
нормальной эксплуатации и при нарушениях нормальной эксплуатации,
включая проектные аварии, исключается превышение соответствующих
пределов повреждения твэлов.
В проекте активной зоны БН800 показано выполнение дополнитель-
ных требований с учетом опыта разработки и эксплуатации реактора
БН-600:
• поддерживается необходимая геометрия и положение твэлов в ТВС и
ТВС в активной зоне с целью обеспечения теплосъема с поверхностей
твэлов в процессе эксплуатации;
• обеспечивается возможность осевого и радиального расширения твэ-
лов и ТВС при температурных и радиационных воздействиях, взаимодей-
ствии топлива с оболочкой твэлов.
Безопасность активной зоны обеспечивается наличием барьеров,
разделяющих топливо, продукты деления и теплоноситель при режимах
эксплуатации. Такими барьерами являются топливная матрица и оболочка
твэлов.
5.3.3. Конструкция твэлов и топливных сборок реакторов на БН
ТВС БН-600
ТВС активной зоны и зоны воспроизводства по внешней геометрии
одинаковы (см. рис. 5.18, 5.19).
335
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТрИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рис. 5.18. ТВС и твэл активной зоны БН-600
ВЕРХНИЙ
ТОРЦЕВОЙ
ЭКРАН
АКТИВНАЯ
ЧАСТЬ
нижний
ТОРЦЕВОЙ
ЭКРАН
ГАЗОВАЯ
полость
ТВЭЛ
ЦЕНТРАЛЬНЫЙ
А1.В5
336
J, ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Рнс. 5.19. ТВС и твэл зоны воспроизводства БН-600
337
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ с РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
ТВС имеет головку, центральную часть, состоящую из шестигран-
ной трубы, и хвостовик. Соединение головки, шестигранной трубы и хво-
стовика выполнено на сварке.
Общая длина ТВС равна 3500+2 мм.
Головка ТВС имеет в верхней части наконечник с шейкой для захва-
та ТВС перегрузочным и передающим механизмами и шесть боковых
окон для выхода натрия из ТВС.
Центральная часть ТВС / = 2496+1 мм представляет собой шести-
гранную трубу с размером «под ключ» 96x2 мм, содержащую 127 твэлов
для ТВС активной зоны и 37 твэлов для ТВС зоны воспроизводства.
Твэлы ТВС активной зоны имеют общую длину 2445 мм и состоят из
цилиндрической трубки 0 6,9x0,4 мм, концы которой заглушены наконеч-
никами и обварены.
Средняя часть твэла на длине 1000 мм заполнена втулками из дву-
окиси обогащенного урана 0 5,9 мм с центральным отверстием 0 1,7 мм.
В среднем на твэл ТВС загрузка обогащенной двуокиси урана составляет
248±5 г.
В торцевых экранах твэла по длине 300 и 380 мм расположены бри-
кеты 0 5,9 мм, содержащие 186 г обедненной двуокиси урана.
В нижней части твэлов ТВС как активной зоны, так и зоны воспро-
изводства предусмотрены газовые полости.
Нижние наконечники твэлов имеют прорези, которыми они устанав-
ливаются на пластины решетки и к ним привариваются.
Решетка собранного пучка приваривается точечной сваркой к шести-
гранной трубе.
Па оболочку твэла навита дистанционирующая проволока 0 1,05 мм
с шагом 100 мм, а твэлы, расположенные по периметру пучка, дистанцио-
нируются лентой 0,6x1,3 мм, навитой на оболочку с тем же шагом.
Для выравнивания расхода натрия по сечению ТВС в зазоре между
периферийными твэлами пучка и шестигранной трубой устанавливаются
36 проволочных вытеснителей 0 1,6 мм, чем создается одинаковое про-
ходное сечение элементарных ячеек по сечению ТВС.
Конструктивно пучок твэлов зоны малого обогащения по геометрии
не отличается от пучка твэлов ЗСО и ЗБО, отличие заключается только в
степени обогащения топливного материала активной зоны твэлов.
Твэлы ТВС боковой зоны воспроизводства (ВБЗВ и НБЗВ) имеют од-
ну и ту же конструкцию.
Общая длина твэлов ТВС зоны воспроизводства равна 1980 мм.
Оболочкой твэлов служит гладкая труба 0 14,0x0,4 мм. С концов оболочка
элемента заглушена наконечниками и заварена. Вес загрузки обедненной
338
J, ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
двуокиси урана (брикеты 0 13,1 мм) на длине 1580 мм составляет 2130 г
на элемент.
Нижними наконечниками элементы вставляются в отверстия решет-
ки; в прорези выступающих из решетки концов наконечников устанавли-
ваются пластины, после чего концы наконечников оплавляются. На пери-
ферии пучка установлены 18 проволочных вытеснителей 0 3,5 мм.
Дистанционирование элементов осуществляется с помощью дистан-
ционпрующей ленты размерами 0,6x1.3 мм с шагом 100 мм.
Собранный пучок своей решеткой крепится при помощи точечной
сварки на расстоянии 682 мм от нижнего конца среза шестигранной
трубы.
ТВС как активной зоны, так и зоны воспроизводства имеет в нижней
части хвостовик, с помощью которого ТВС поддерживается вертикально
в гнезде коллектора и обеспечивается необходимым расходом натрия.
Из коллектора натрий поступает внутрь ТВС через боковые калиб-
рованные отверстия хвостовика. В местах посадки в напорном коллекторе
хвостовик уплотняется с помощью проволочных (винтовых) спиралей,
расположенных в верхней и нижней части хвостовика.
Диаметр верхнего спирального уплотнения (0 66,2) выполнен не-
сколько больше диаметра нижнего спирального уплотнения (0 56,2), что
создает на ТВС дополнительное гидравлическое усилие, стремящееся вы-
толкнуть ТВС из гнезда коллектора. Выталкивающая сила не превышает
веса ТВС.
Однако для увеличения запаса по прижимающей силе в хвостовиках
ТВС активной зоны предусмотрена разгрузка от действия гидравлических
усилий с помощью отверстий в стенке хвостовика ниже верхнего спи-
рального уплотнения и сообщающих полость под уплотнением с поло-
стью внутри хвостовика, за счет чего снижается давление, действующее
на верхнее уплотнение.
Хвостовики ТВС ЗМО, ЗСО и ЗБО отличаются длиной переходника,
соединяющего хвостовик и шестигранную трубу ТВС (у пакета ЗБО он
несколько длиннее), в результате чего верхнее спиральное уплотнение на
хвостовике периферийной ТВС расположено ниже, чем ТВС ЗМО и ЗСО.
Такое отличие в конструкции хвостовика исключает ошибочную установ-
ку периферийной ТВС в гнездо центральной зоны (в этом случае ТВС пе-
риферийной зоны не «сядет» в гнездо центральной зоны полностью, в ре-
зультате чего на мнемосхему секции перегрузки МП-1 и МП-2 не пройдет
сигнал «низ захвата», механизм перегрузки остановится).
С этой же целью на хвостовиках пакетов внутренней и наружной бо-
ковой зоны воспроизводства введено отличие в расположении по высоте
верхнего спирального уплотнения.
339
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Несмотря на такую комбинацию расположения верхнего спирально-
го уплотнения, любую ТВС боковой зоны воспроизводства невозможно
поставить в гнездо активной зоны, потому что внешний диаметр хвосто-
вика между уплотнениями ТВС зоны воспроизводства выполнен несколь-
ко больше (0 60 мм), чем у ТВС активной зоны (0 58 мм).
В связи с тем, что ТВС зоны воспроизводства требуют небольших
расходов натрия, в хвостовике ТВС зоны воспроизводства введено допол-
нительное гидравлическое сопротивление в виде дроссельных шайб.
Вес ТВС активной зоны равен 104 кг, а зоны воспроизводства 120 кг.
Сурьмяно-бериллиевый фотонейтронный источник (ФНИ) по внеш-
ней геометрии аналогичен ТВС активной зоны, зоны воспроизводства и
также состоит из трех основных частей: головки, средней рабочей части и
хвостовика. Общая длина ФНИ составляет 3500+2 мм.
Рабочая часть представляет собой шестигранную трубу, содержа-
щую по высоте, примерно соответствующей высоте активной зоны, пучок
из семи сурьмяных и 30 бериллиевых элементов. Сурьмяные элементы
расположены в центральной части пучка, бериллиевые - на периферии.
Элементы имеют двойную оболочку: наружную трехребристую тру-
бу 0 14,1x0,45 мм из стали ЭИ-847 и внутреннюю трубу 0 12x0,8 мм из
сплава ВН-2АЭ для сурьмяновых элементов, 0 12x0,4 мм из стали ЭИ-852
для бериллиевых элементов. Пространство между оболочками заполняет-
ся натрием.
Элементы заполняются бериллием и сурьмой.
Загрузка бериллия в элемент составляет 81 г, сурьмы - 388 г.
В нижней части шестигранной трубы ФНИ установлен защитный
экран, состоящий из 19 стержней 0 19 мм из стали XI8Н9 длиной 1170 мм.
Все ТВС плотно дистанциопируются с помощью буртиков (толщи-
ной 2 мм) на верхнем конце шестигранной трубы, что исключает вибра-
цию ТВС и их развал из-за изгиба вследствие неравномерного подогрева
натрия по сечению ТВС.
При установке ТВС в реактор правильная ориентировка граней ТВС
относительно шестигранной ячейки производится путем разворота
МП-1(2) на заведомо известный угол. Несовмещение шестигранной трубы
ТВС с ячейкой в реакторе на угол в пределах 5:10" устраняется путем до-
ворота ТВС за счет скольжения наклонных граней переходника в нижней
части шестигранной трубы ТВС по соответствующим граням шестигран-
ной ячейки.
Для повышения надежности работы реактора и увеличения глубины
выгорания топлива, а также для выбора паиболее перспективных кон-
струкционных материалов для реакторов БН-800 и БН-1600 в реакторе
БН-600 прошли и проходят испытания чехлы и оболочки ТВС и твэлов из
самых различных конструкционных материалов и их сочетаний._______
340
5. ОБОРУДОВА НИБ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРА МИ ИА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
ТВС БН-800
Конструкция твэла и ТВС с урановым оксидным таблеточным топ-
ливом представлены на рис. 5.20, 5.21. Конструкция твэла и ТВС БЗВ
представлены на рис. 5.22, 5.23. Конструкция ПИН представлена на
рис. 5.24. Конструкция ПЭЛ и СБЗ представлены на рис. 5.25 и 5.26. Кон-
струкция ССЗ представлена на рис. 5.27.
Верхний наконечник
Воспроизводящий материал
Воспроизводящий материал
Нижний наконечник
Оболочка
Топливо
Проволока дистанционируощая
А-А
Тбзл центральный
Рис. 5.20. Твэл с урановым топливом
341
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рис. 5.21. ТВС с урановым топливом
Конструктивно ТВС всех исполнений состоят из трех основных ча-
стей: головки, средней части и хвостовика.
Головка предназначена для сцепления ТВС с устройствами системы
перегрузки при перемещении сборки по транспортно-технологическому
342
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
тракту и организации выхода теплоносителя. Головка крепится к верхней
части шестигранного чехла с помощью сварки. Средняя часть ТВС пред-
ставляет собой шестигранный чехол, к нижнему торцу которого присо-
единен при помощи сварки переходник, служащий для соединения сред-
ней части ТВС с хвостовиком.
Внутри шестигранного чехла ТВС с урановым оксидным таблеточ-
ным топливом размещен пучок твэлов. Твэл состоит из гладкой тонко-
стенной оболочки, к торцам которой приварены наконечники. В оболочке
размещены таблетки обогащенного диоксида урана и таблетки воспроиз-
водящего материала верхней и нижней торцевых зон воспроизводства, ко-
торые установлены на проставку и поджаты пружинным фиксатором для
исключения перемещения при транспортировании. Среда внутри твэла —
гелий. В нижней части твэла предусмотрен компенсационный объем для
сбора газообразных продуктов деления топлива. Нижние наконечники
твэла приварены к пластинам решетки. Решетка с пучком твэлов крепится
внутри шестигранного чехла контактной сваркой. Верхние наконечники
твэла не закреплены и имеют возможность продольного перемещения при
температурном расширении и радиационном распухании. На наружной
поверхности оболочки твэла навита дистанционирующая проволока, за-
крепленная сваркой на нижнем наконечнике и верхнем сварном шве.
Разработано два исполнения твэлов: центральный и периферийный.
На оболочку центрального твэла навита круглая проволока, на оболочку
периферийного твэла - профильная проволока.
Внутри шестигранного чехла ТВС с таблеточным МОХ - топливом
размещены один над другим пучок твэлов и пучок ПЭЛ. ПЭЛ состоит из
гладкой тонкостенной оболочки, к торцам которой приварены наконечни-
ки. В оболочке размещен поглощающий материал в виде вкладышей из го-
рячепрессованного карбида бора с естественным содержанием изотопа 10В.
В верхней части ПЭЛ предусмотрен свободный объем для компенсации
распухания поглотителя. Верхний наконечник имеет узел негерметично-
сти для заполнения внутренней полости ПЭЛ теплоносителем и для выхо-
да газообразных продуктов выгорания поглотителя. Разработано два ис-
полнения ПЭЛ: центральный и периферийный. Нижние наконечники пе-
риферийных ПЭЛ гладкие, нижний наконечник центрального ПЭЛ -
резьбовой. Пучок ПЭЛ набирается на пластинах верхней решетки, закреп-
ленной при помощи держателя и штифтов на головке. Нижние наконечни-
ки ПЭЛ вставлены в отверстия нижней решетки, закрепленной гайкой на
наконечнике центрального ПЭЛ. ПЭЛ в пучке дистанционируются верх-
ней и нижней решетками. ПЭЛ имеют возможность продольного переме-
щения при температурном расширении и радиационном распухании.
343
Л TOitmUE ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С PEA ЕГОРАМИ ИА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Твэл состоит из гладкой тонкостенной оболочки, к торцам которой
приварены наконечники. В оболочке размещены таблетки МОХ-топлива и
воспроизводящего материала нижней торцевой зоны воспроизводства, ко-
торые установлены на проставку и поджаты пружинным фиксатором для
исключения перемещения при транспортировании. В нижней части твэла
предусмотрен компенсационный объем для сбора газообразных продуктов
деления топлива. Нижние наконечники твэла фигурным пазом закреплены
на пластинам обоймы, соединенной со штоком. Обойма с пучком твэлов
опирается на переходник и закреплена при помощи резьбового соедине-
ния штока и пробки. Верхние наконечники твэла не закреплены и имеют
возможность продольного перемещения при температурном расширении
и радиационном распухании. На наружной поверхности оболочки твэла
навита дистанционирующая проволока, закрепленная сваркой на оболоч-
ке. Разработано два исполнения твэлов: центральный и периферийный. На
оболочку центрального твэла навита круглая проволока, на оболочку пе-
риферийного твэла - профильная проволока.
Внутри шестигранного чехла ТВС с виброуплотненным МОХ-
топливом размещен пучок твэлов. Твэл состоит из гладкой тонкостенной
оболочки, к торцам которой приварены наконечники. В оболочке разме-
щено виброуплотнёнпое МОХ-топливо и таблетки воспроизводящего ма-
териала верхней и нижней торцевых зон воспроизводства.
Топливный сердечник и таблетки воспроизводящего материала
установлены на проставку и поджаты пружинным фиксатором для исклю-
чения перемещения при транспортировании. Среда внутри твэла - гелий.
В нижней части твэла предусмотрен компенсационный объем для сбора
газообразных продуктов деления топлива. Для предотвращения просыпа-
ния гранулированного топлива в компенсационный объем в нижней тор-
цевой зоне воспроизводства установлены две пробки из газопроницаемой
сетки. Нижние наконечники твэла фигурным пазом закреплены на пласти-
тах обоймы, соединенной со штоком. Обойма с пучком твэлов опирается
на переходник и закреплена при помощи резьбового соединения штока и
пробки. Верхние наконечники твэла не закреплены и имеют возможность
продольного перемещения при температурном расширении и радиацион-
ном распухании. На наружной поверхности оболочки твэла навита ди-
станционирующая проволока, закрепленная сваркой на оболочке. Разра-
ботано два исполнения твэлов: центральный и периферийный. На оболоч-
ку центрального твэла навита круглая проволока, на оболочку периферий-
ного твэла - профильная проволока.
Хвостовик служит для запитки ТВС теплоносителем и установки
сборки в гнездо коллектора. Хвостовик па резьбе крепится к нижнему пе-
реходнику и сваривается с ним для обеспечения прочности соединения.
В верхней и нижней частях хвостовика расположены спиральные уплот-
нения, уменьшающие протечки теплоносителя. Над верхним спиральным
344
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
уплотнением выполнены цилиндрические участки различного диаметра,
которые совместно со втулками коллекторов напорной камеры обеспечи-
вают блокировку установки ТВС в направлении от периферии к центру
активной зоны (в ячейки с более напряженными условиями эксплуата-
ции). Между спиральными уплотнениями выполнены запиточные отвер-
стия. Внутри хвостовиков ТВС с МОХ-топливом и ТВС находится шток с
дроссельным устройством.
Разработано шесть конструктивных исполнений ТВС с урановым
топливом, отличающихся проходными сечениями запиточных отверстий и
конфигурацией верхней части хвостовика. Разработано одно исполнение
ТВС и два исполнения ТВС, отличающихся проходными сечениями запи-
точных отверстий, конфигурацией верхней части хвостовика и диаметром
дроссельных устройств на штоке.
В реакторе ТВС устанавливается вертикально в гнездо коллектора,
опираясь па него конической посадочной поверхностью, расположенной
на переходнике. Дистанционирование ТВС между собой и с другими
сборками осуществляется при помощи дистанционирующего пояска, рас-
положенного на шестигранной части головки.
Основные технические характеристики ТВС приведены в табл. 5.8.
Таблица 5.8
Основные технические характеристики ТВС
Наименование параметра Значение
ТВС с урановым топливом ТВС сСТТ ТВС со СВУТ
Материал чехловой трубы Сталь 12Х12М1БФР-Ш (ЭП450-Ш)
Материал оболочки твэла Сталь 06Х16Н15М2Г2ТФР-ИД (ЧС68-ИД)
Материал оболочки ПЭЛ - Сталь ЧС68-ИД -
Материал головки и переходника Сталь 05X12Н2 м
Материал хвостовика и пробки Сталь 12X18Н9
Материал штока - 08X18Н10
Номинальный размер чехла SBHxg5 мм 92x2
Номинальный размер оболочки твэла ОнхДнн, мм 6,9 х 6,1
345
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
Окончание табл. 5.8
Наименование параметра ТВС с урановым топливом ТВС сСТТ ТВС со СВУТ
Номинальный размер оболочки ПЭЛ мм - 30x1,0 -
Номинальный диаметр дистанционирую- щей проволоки, мм 1,05
Номинальные размеры дистанционирую- щей профильной проволоки, мм 0,6 х 1,3
Количество твэлов, шт. 127
Количество ПЭЛ, шт. - 7 -
Номинальная высота столба топлива, мм 900
Номинальная высота столба воспроизводя- щего материала, мм: -ВТЗВ -НТЗВ 395 385 350 350 339
Поглощающий материал - Карбид бора (В4С) -
Атомная доля изотопа В-10 в боре, ат. % - 19,8 (ест.) -
Номинальная высота столба поглощающего материала, мм - 150 -
Номинальная масса поглощающего матери- ала, кг - 1,33 -
Номинальная масса воспроизводящего ма- териала, кг 27,2 12,2 24,0
Номинальная масса топлива, кг 29,1 29,1 30,1
Номинальная длина твэла, мм 2440 2040 2400
Номинальная длина ПЭЛ, мм: - центрального - периферийного - 231 225 -
Номинальная длина ТВС, мм 3500
Масса ТВС, кг, не менее 100 91 100
346
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Рис. 5.22. Твэл ТВС БЗВ
347
Л ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рис. 5.23. ТВС БЗВ
348
S. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Рис. 5.24, Пусковой источник нейтронов
349
Л ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
А-А
ПЭЛ
центральный
Пробало ко
ПЭЛ
периферийный
Рис. 5.25. ПЭЛ СБЗ
350
S ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ /М БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Рнс. 5.26. Сборка бориой защиты
351
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
5.3.4. Перегрузка топлива на АЭС с РБН
Система траиспортио-техиологической части реактора БН-600
Хранение и транспортировка свежего и отработавшего топлива со-
стоит из комплекса систем, помещений и технических средств, предназна-
ченных и обеспечивающих безопасную приемку, хранение и транспорти-
ровку свежего и отработавшего топлива, а также других составных частей
активной зоны реактора.
Хранение и транспортировка свежих ТВС включает в себя прием,
хранение на складе, входной контроль, транспортировку их в централь-
ный зал и загрузку в реактор.
Операции по приему, хранению, входному контролю и выдаче в ре-
акторный зал свежих ТВС и составных частей активной зоны выполняют-
ся в специальном помещении - складе свежих ТВС.
Доставка ТВС на склад осуществляется путем транспортировки по
железной дороге в специализированном вагоне. ТВС установлены в
транспортный контейнер (ТУК).
Перед отправкой свежих ТВС в реакторное отделение для дальней-
шей загрузки в БСС персонал реакторного цеха комплектует ТУКи со-
гласно технологической программе на комплектацию.
Но предварительно каждую свежую ТВС проверяют «калибром» на
соответствие геометрическим размерам путем установки в «калибр» све-
жей ТВС три раза с разворотом на 120 градусов. ТВС должна заходить в
«калибр» под тяжестью собственного веса. При этом производится внеш-
ний осмотр и проверка состояния пружинных уплотнений на хвостовике.
БСС предназначен для размещения, хранения и разогрева свежих
сборок, а также перемещения их от загрузочных каналов ЦЗ к каналам пе-
редаточного бокса.
Загрузка трех кольцевых рядов БСС свежими сборками производит-
ся через соответствующие загрузочные отверстия с проходками с предва-
рительно вынутыми пробками и установленными в проходках блокиро-
вочно-ориентирующими устройствами, предназначенными для ориента-
ции загружаемой сборки по граням шестигранника гнезда БСС, в которое
устанавливается сборка.
В каждый из трёх кольцевых рядов БСС загружается по 69 сборок в
определенном порядке. Максимальное количество загруженных ТВС в
БСС составляет 207 штук.
Внутренняя полость БСС заполняется аргоном, и сборки электро-
нагревателями нагреваются до температуры 200 °C.
352
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Перегрузка ТВС БН-600
Технологический процесс перегрузки подразумевает не только пере-
грузку ядерного топлива активной зоны и зоны воспроизводства, а также
перегрузку стержней КС, АР, АЗ, элементов первичной защиты, гильз
СУЗ и нейтронных источников. Помимо этого система перегрузки обеспе-
чивает поиск дефектных негерметичных сборок и имеет возможность за-
мера расхода натрия через ТВС.
Система перегрузки представляет собой комплекс внутриреакторных
и внереакторных механизмов, обеспечивающих весь путь следования све-
жей ТВС от барабана свежих сборок (БСС) до установки в ячейку АЗ, а
отработавшей ТВС из ВРХ до барабана отработавших сборок (БОС).
Оборудование внереакторной системы перегрузки ТВС и других
элементов активной зоны предназначено для размещения, хранения и
разогрева свежих сборок в БСС до температуры около 200 °C, транспор-
тирования их из БСС в ЭЗ, а также для транспортирования отработавших
сборок из ЭВ к БОС механизмом передачи сборок, размещения, хранения
и расхолаживания отработавших сборок в БОС.
Оборудование внереакторной системы перегрузки ТВС и других
сборок состоит из следующих основных устройств и систем:
• механизма передачи сборок (МПС) и устройств передаточного бокса
(ПБ);
• барабанов свежих и отработавших сборок с приводами и оборудова-
нием;
• механизма передачи сборок и устройств обмывочного бокса;
• системы управления механизмами перегрузки и барабанами.
МПС установлен в герметичном ПБ, а БОС и БСС установлены под
плитой ПБ.
Проходки в реактор в период между перегрузками закрываются за-
щитными пробками и герметизируются «замерзающими» уплотнениями,
что позволяет после дезактивационных работ в ПБ производить обслужи-
вание МПС и устройств ПБ. Герметизация проходок в БСС и БОС произ-
водится газовыми задвижками.
Приводы устройств МПС, БОС, БСС, ПБ для удобства обслужива-
ния вынесены в обслуживаемое помещение. Корпуса приводов выполне-
ны достаточной толщины, обеспечивающей радиационную защиту обслу-
живающего персонала.
Такое выполнение внереакторной системы перегрузки позволяет
обезопасить обслуживающий персонал от радиационного воздействия как
во время перегрузки, так и в аварийных ситуациях, например, в случае
выброса активного газа в полость ПБ во время работы реактора.
353
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Механизм передачи сборок ПБ (см. рис. 5.27) предназначен для за-
грузки свежих сборок (или других элементов активной зоны) из БСС в
элеватор загрузки и для выгрузки отработавших сборок (или других эле-
ментов активной зоны) из элеватора выгрузки в БОС и для перегрузки
ТВС из БОС в элеватор выгрузки.
МПС (см. рис, 5.28) представляет собой поворотную колонну с кон-
сольно размещенными на ней исполнительными механизмами: рейкой и
захватом.
Рейка перемещается в направляющих роликах, вмонтированных в
редуктор подъема рейки. Она представляет собой трубу, вдоль которой
нарезаны зубья, взаимодействующие с реечной шестерней редуктора
подъема рейки. На верхнем фланце трубы установлен редуктор захвата.
Во внутренней полости трубы размещен захват с цепью. Рейка, для обес-
печения плавпости ее движения, уравновешена противовесом.
Барабан отработавших сборок предназначен для размещения, хра-
нения и расхолаживания отработавших сборок, а также для перемещения
их от каналов передаточного бокса к каналам обмывочного бокса. БОС
состоит из корпуса, в котором размещен ротор с гнездами для сборок,
опорной плиты, выполняющей функции теплоизоляции и биологической
защиты.
354
J. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АХ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Рис. 5.27. Поперечный разрез передаточного бокса;
1 - колонна поворотная; 2- привод колонны; 3 — привод захвата; 4 — привод рейки;
5 - редуктор приводов; 6 - пробка с разъемами; 7 - противовес; 8 - захват; 9 - рейка;
10 - проходка сильфонная; 11 - редуктор подъема рейки
355
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА быстрых нейтрон ах с натриевым теплоносителем
Рис. 5.28. Механизм передачи сборок:
1 — барабан отработавших сборок; 2- барабан свежих сборок; 3 — привод барабана;
4 - механизмы подъема пробки ЭВ и ЭЗ
Барабан свежих сборок предназначен для размещения, хранения и
разогрева свежих сборок, а также для перемещения их от загрузочных ка-
налов центрального зала к каналам передаточного бокса.
Конструкции БСС и БОС аналогичны, включая шаг размещения
гнезд для сборок.
Приводы барабанов предназначены для вращения и, совместно с си-
стемой управления, точного наведения гнезд роторов барабанов под соот-
ветствующие каналы центрального зала, передаточного и обмывочного
боксов.
Элеваторы загрузки и выгрузки предназначены для перемещения пе-
регружаемых сборок активной зоны. В основу конструкции элеватора бы-
ли заложены следующие принципы:
• обеспечение прочности и герметичности корпуса элеватора для
удержания давления газа первого контура реактора;
356
5 ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
• непревышение усилия опускания каретки;
• недопущение разгерметизации твэл ТВС за счет остаточных тепло-
выделений в процессе транспортировки.
Элеватор обеспечивает перегрузку следующих сборок:
• ТВС активной зоны;
• ТВС зоны воспроизводства;
• стержней АЗ, КС, PC;
• гильз стержней АЗ, КС, PC с использованием комплекта для их пе-
регрузки;
• фотонейтронного источника;
• сборок защиты, экранирующих опоры элеваторов.
Элеваторы загрузки и выгрузки - однотипные механизмы, отличаю-
щиеся друг от друга симметричным расположением каретки и направля-
ющей относительно общей оси. Транспортировка сборок в реактор произ-
водится элеватором загрузки, из реактора - элеватором выгрузки. В слу-
чае выхода из строя одного из элеваторов загрузка и выгрузка могут про-
изводиться любым исправным элеватором.
Оборудование внутриреакторной системы перегрузки ТВС и других
элементов активной зоны предназначено для транспортировки свежих
ТВС (или других элементов активной зоны) из ЭЗ в назначенную ячейку
активной зоны и транспортировки отработавших ТВС (или других эле-
ментов активной зоны) из ВРХ в ЭВ.
Оборудование внутриреакторной системы перегрузки ТВС и других
сборок состоит из следующих основных устройств и систем:
• механизм перегрузки внешний (МП-1);
• механизм перегрузки внутренний (МП-2);
• расходомерное устройство (РУ);
• поворотные пробки (ППр и ЦПК);
• привод направляющих труб СУЗ (ППНТ СУЗ).
Поворотные пробки являются частью тепловой и биологической за-
щиты реактора и состоят из двух частей: поворотная пробка и установ-
ленная на ней центральная поворотная колонна. Механизмы МП-1, МП-2,
РУ, ППНТ СУЗ располагаются на крышке ЦПК Указанные механизмы
так же выполняют роль тепловой и биологической защиты.
Герметизация в период между перегрузками осуществляется «замер-
зающими» уплотнителями, что предотвращает выход радиоактивных ве-
ществ за пределы биологической защиты.
Приводы механизмов вынесены в обслуживаемое помещение, что
позволяет персоналу производить обслуживание механизмов.
357
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Механизм перегрузки МП-1 предназначен для выполнения операций
по перегрузке сборок реактора (ТВС, стержни и гильзы СУЗ, а также дру-
гих сборок, имеющих конфигурацию ТВС), а модернизированный меха-
низм перегрузки МП-2 - также и для отбора проб газа для системы обнару-
жения дефектных сборок. Механизм перегрузки представляет собой сово-
купность узлов, обеспечивающих захватывание, подъем, опускание и пово-
рот сборок реактора, а также (для модернизированного механизма) отбор
проб газа для системы обнаружения дефектных сборок. Механизм перегруз-
ки установлен на поворотной колонне, которая, в свою очередь, установлена
на поворотной пробке.
Поворотные пробки состоят из двух основных частей: пробки пово-
ротной и колонны центральной поворотной (ППр и ЦПК соответственно).
ППр совместно с ЦПК выполняют роль тепловой и биологической защиты
в реакторе, а также предназначены для:
• размещения механизмов перегрузки и другого необходимого обору-
дования;
• наведения механизма перегрузки и расходомера на заданные коор-
динаты активной зоны;
• размещения механизмов СУЗ и совмещения исполнительных меха-
низмов СУЗ со стержнями в активной зоне реактора;
• герметизации внутренней полости реактора от внешней среды при
работе установки на всех режимах;
• установки ремонтной оснастки и контейнеров при замене механиз-
мов и оборудования.
ППр с входящей в ее гнездо ЦПК (см. рис. 5.29) установлена на обе-
чайку опорную, которая приваривается к горловине корпуса реактора.
358
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Рис. 5.29. Пробка поворотная с центральной колонной:
1 - верхняя часть пробки поворотной; 2 - средняя часть пробки поворотной; 3 - нижняя
часть пробки поворотной; 4 - верхняя часть постамента; 5 - нижняя часть постамента;
6 - верхняя часть колонны; 7 — средняя часть колонны; 8 - нижняя часть колонны; 9 — привод
подъема направляющих труб; 10 - привод вращения пробки поворотной;
11 - привод вращения колонны центральной поворотной; 12 - блок сельсинный (двухотсчетный);
13 —блок сельсинный (трехотсчетный); 14—плита подвижная; 15-тяга;
16 - конечный выключатель дублирующего уплотнения
Управление и контроль за поворотными пробками производится
оператором с пульта управления перегрузкой. При этом проверяется пра-
вильность выполнения оборудованием заданных функций (порядок вы-
полнения операций в соответствии с регламентом, точки срабатывания
датчиков, предельные отклонения при остановке механизмов, отсутствие
срабатывания блокировок и т. п.). Указанный контроль может выполнять-
ся как непосредственно оперативным персоналом, так и автоматически с
помощью системы управления.
359
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Системы перегрузки топлива БН-SOO
Система хранения свежего (необлученного) ядерного топлива
и обращения с ним
Система хранения «свежего» ядерного топлива представляет собой
склад свежего топлива (далее ССТ), на котором осуществляется прием,
хранение, инспекция и подготовка к отправке в реакторное отделение
свежих сборок активной зоны реакторной установки БН-800 (ТВС с МОХ-
топливом активной зоны и зоны воспроизводства, гильзы СУЗ со стерж-
нями-захватами, сборки стальной и борной защиты и другие элементы ак-
тивной зоны, имеющие конфигурацию ТВС), а также прием и временное
хранение пеналов для стержней СУЗ и стержней-захватов для гильз СУЗ с
завода-изготовителя или, после их использования, из транспортного кори-
дора бассейна выдержки.
Система перегрузки активной зоны
Система перегрузки активной зоны (см. рис. 5.30) является комплек-
сом механизмов и устройств, обеспечивающих, совместно с системой
управления, дистанционную перегрузку сборок активной зоны реактора в
границах:
• для свежих сборок - от гнезда барабана свежих сборок до активной
зоны реактора;
• для отработавших сборок - от активной зоны реактора до гнезда ба-
рабана отработавших сборок.
В состав сборок активной зоны входят ТВС активной зоны и зоны
воспроизводства, стержни СУЗ с пеналами, гильзы СУЗ с захватами,
сборки стальной и борной защиты, имитаторы ТВС и другие элементы ак-
тивной зоны, имеющие конфигурацию ТВС.
Система хранения ОЯТ в воде БВ, расположенном вне реакторного
зала
Система хранения ОЯТ в БВ предназначена для выдержки отработав-
шего ядерного топлива, выгруженного из реактора, с целью снижения ак-
тивности и остаточных энерговыделений ОТВС до допустимых значений
для его транспортирования.
Функции системы хранения ОЯТ в БВ состоят в следующем:
• размещение ОЯТ, выгруженного из реактора при перегрузке, а также
размещение аварийной выгрузки топлива активной зоны;
• выдержка (хранение) отработавшего топлива до вывоза из реактор-
ного отделения;
• отвод остаточных тепловыделений от ОЯТ;
• обеспечение биологической защиты персонала от хранящегося
в бассейне выдержки топлива.
360
S. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Система хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) обеспечи-
вает хранение и выдержку его в здании реактора энергоблока не менее
3 лет с учетом плановых перегрузок и выгрузки всей активной зоны реак-
тора на любой момент эксплуатации АЭС.
Рис. 5.30. Схема размещения оборудования системы перегрузки на реакторе БН-800:
1 - колпак реактора, 2 - разводка кабелей, 3 - механизм перегрузки,
4 - пробки поворотпые, 5 - активная зона, 6 - корпус реактора, 7 - механизм подъёма
пробки, 8 - бокс перегрузочный, 9 — машина перегрузочная, 10 - элеватор
Система отмывки ОТВС
Система отмывки отработавших ТВС предназначена для: отмывки
от натрия отработавших ТВС перед помещением их в бассейн выдержки.
361
л томные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
В состав системы входят:
• два гнезда отмывки отработавших сборок;
• два теплообменника-конденсатора;
• емкость отмывки отработавших сборок;
• два насоса перекачки отходов отмывки сборок;
• арматура и трубопроводы.
Система внутристанционного транспортирования ядерного топлива
Система внутристанционного транспортирования ядерного ЯТ пред-
назначена для перевозки ЯТ по территории АЭС. Система внутристанци-
онного транспортирования ЯТ предназначена для перевозки ЯТ по терри-
тории АЭС.
Функции системы состоят в следующем:
• прием спецэшелона со свежим ядерным топливом на ж/д пути АЭС;
• подача вагонов со свежим топливом по внутристанционным путям в
ССТ по одному;
• перегрузка ТУКов со свежим топливом из спецвагона в ССТ;
• доставка подготовленного к загрузке в реактор свежего ядерного
топлива, загруженного во ВТУК, из ССТ в реакторное отделение энерго-
блока на специальной внутриобъектовой транспортной платформе;
• загрузка порожних ТУКов для свежего топлива в спецвагон и его
отправка на станционные пути для формирования эшелона для отправки
порожних ТУКов;
• прием вагон-контейиеряого поезда с оборотными порожними
ТУКами для ОТВС на ж/д пути АЭС;
• доставка одного ж/д вагона с оборотным порожним ТУКом для
ОТВС в спецкорпус;
• выгрузка порожнего ТУКа из вагона в ХТРО-3, вывоз вагона из
спецкорпуса, доставка туда спецтележки и установка на нее порожнего
ТУК из ХТРО-3;
• доставка порожнего ТУК из спецкорпуса в здание реактора на спец-
платформе для загрузки в него ОТВС;
• загрузка чехла с ОТВС из ОПБВ в ТУК;
• отправка ТУК с ОТВС на спецтележке из реакторного отделения
энергоблока в спецкорпус;
• перегрузка ТУК с ОТВС со спецтележки в помещение ХТРО-3, вы-
воз спецтележки из спецкорпуса, подача в спецкорпус вагон контейнера;
• перегрузка ТУК с ОТВС из ХТРО-3 в вагон-контейнер;
• вывоз вагон-контейнера из спецкорпуса на ж/д пути формирования
эшелона вагон-контейнеров;
• отправка эшелона вагон-контейнеров с территории АЭС на завод ре-
генерации ядерного топлива.
362 ’ “ "
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭСС РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
5.4. Парогенераторы
Парогенератор - это теплообменный аппарат, предназначенный для
генерации пара заданных параметров за счет отвода тепла от теплоносите-
ля (например, натрия).
Освоение парогенераторов (ПГ) с натриевым обогревом началось
одновременно с освоением реакторов на быстрых нейтронах. Путь от экс-
периментальных реакторных установок небольшой мощности до промыш-
ленных АЭС отмечен большим разнообразием конструкций ПГ. Слож-
ность выбора оптимальной конструкции ПГ связана, в первую очередь, с
требованиями безопасности конструкции, обусловленными спецификой
жидкометаллических теплоносителей, способных в аварийной ситуации
вступать в химическую реакцию взаимодействия с водой-паром с повре-
ждением окружающих конструкционных элементов.
В России (СССР) накоплен большой опыт испытаний и эксплуата-
ции парогенераторов с натриевым теплоносителем на установках БОР-бО,
БН-350, БН-600. Разработаны парогенераторы для БН-800.
На энергоблоке с реактором БН-600, самом мощном из действующих
сейчас в мире реакторов этого типа, получен уникальный опыт по эксплуата-
ционной технологии натриевого теплоносителя, полностью отработана тех-
нология ремонта и замены оборудования, включая парогенераторы.
Течи воды в натрий являются реальными событиями, предусмотре-
ны проектом, и имеются средства подавления подобных инцидентов. В
модулях парогенераторов БН-600 было 12 случаев межконтурной течи,
последняя - в 1991 г. Проектная концепция секционно-модульных паро-
генераторов позволила при течах воды в натрий изолировать негерметич-
ные секции без снижения мощности энергоблока. За весь период эксплуа-
тации реактора БН-600 произошло четыре инцидента с течами натрия во
втором контуре, развитие которых привело к суммарной потере КИУМ
0,13 %.
Эксплуатация энергоблока БН-600 позволила выполнить главную
задачу освоения эксплуатации мощного энергоблока с быстрым натрие-
вым реактором и натриевыми ПГ и поставить новую - задачу продления
расчетного срока службы энергоблока с 30 до 40<--45 лет.
363
л томные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
5.4.1. Классификация парогенераторов
Существует большое разнообразие типов ПГ (действующих и проек-
тируемых) для РБН, охлаждаемых жидким металлом, - с естественной и
многократной принудительной циркуляцией, прямоточные, с различными
конфигурациями теплообменных труб (с прямыми, U-, Z-образяыми, зме-
евиковыми, трубками Фильда), выполненных из различных материалов.
По способу разделения теплообменной поверхности на части и со-
единения их между собой различают интегральные (корпусные), секцион-
но-модульные и микромодульные ПГ.
Интегральной называют конструкцию ПГ, в которой экономайзер,
испаритель и пароперегреватель совмещены в одном корпусе (например,
ПГ АЭС «Суперфеникс», Франция). Интегральные ПГ обычно имеют сво-
бодный уровень натрия и газовую полость.
Секционно-модульные ПГ имеют конструкцию, в которой теплооб-
менная поверхность разделена по функциональному назначению на моду-
ли экономайзера, испарителя (экономайзера-испарителя) и пароперегрева-
теля (например, ПГ АЭС с БН-600 и БН-800). Совокупность соединенных
модулей, способная полностью выполнять функцию производства пара
требуемых параметров, образует секцию, которую можно отключать от
ПГ, представляющего собой совокупность параллельно соединенных сек-
ций, имеющих общие подводящие и отводящие коллекторы.
Микромодульные ПГ - это по существу секционно-модульные кон-
струкции, но без требования отключаемости секции. Мощность модулей и
секций относительно мала, поэтому отказ одного модуля или секции и его
удаление не приводят к существенному изменению мощности ПГ.
Классификацию ПГ производят также по форме теплообменной по-
верхности. Наиболее распространены ПГ прямотрубной конструкции
(БН-600, БН-800), со спиральными трубами (используются термины гели-
коидальный; спирально-навивной; бухтовый змеевик), размещенными
между центральной трубой и корпусом («Суперфеникс»), с теплообмен-
ной поверхностью в виде плоских змеевиков (используются термины сер-
пантинный; ширмовый), размещенных в цилиндрическом корпусе
(БОР-60).
Гибы на теплообменной трубе или совместный изгиб теплообмен-
ных труб и корпуса применяют для устранения температурных напряже-
ний на корпусе и трубпом пучке, связанных с температурными удлинени-
ями. Возможными конфигурациями гиба являются (7-образные (PFR, Ан-
глия), 5-образные («Феникс», Франция), в виде клюшки (Clinch River)
(см. рис. 5.31), бумеранга, винтовые и плоские змеевики и др.
364
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Рнс. 5.31. ПГ АЭС с реактором-размножителем Clinch River:
1 - колено; 2 - виброкольцо; 3 - входной коллектор; 4 - опорное кольцо: 5 - решетка;
6 - выходной коллектор; 7 - нижняя трубная доска; 8 - нижний переходник; 9 - выходной
тепловой лайнер; 10 - трубчатка; 11 - обечайка; 12 - входной тепловой лайнер;
13 - заборник натрия; 14 - верхний переходник
Надежным решением вопроса компенсации температурных расши-
рений является использование в ПГ труб Фильда (БН-350, Хэллэмская
АЭС, HNPF). Однако конструкции ПГ с трубами Фильда имеют ряд недо-
статков, сдерживающих их новые разработки (папример, наличие сварно-
го шва на теплообменном участке трубки, трудность дренирования трубок
при вертикальной компоновке).
5.4.2. Требования, предъявляемые к парогенераторам, обогреваемым
жидкометаллическим теплоносителем
Натриевые ПГ выдвинули ряд новых требований к материалам, обу-
словленных повышенными параметрами воды, пара и теплоносителя, рез-
ко интенсифицирующими коррозионные и другие физико-химические
процессы как с натриевой, так и с пароводяной стороны.
Кроме того, в связи с химической активностью натрия по отноше-
нию к воде и кислороду воздуха должна быть обеспечена безопасность
365
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАПЦИИС РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРБ1ХНЕЙТР0НАХС НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
при разуплотнении стенки теплообменных труб. Взаимодействие воды с
натрием приводит к выделению водорода, росту давления и температуры
в зоне взаимодействия и оборудовании в целом и в конечном итоге к по-
вреждению парогенератора. В связи с этим вероятность потери межкон-
турной герметичности ПГ, т. е. взаимодействия воды и натрия, должна
быть исключена или последствия нарушения герметичности должны быть
сведены к минимуму конструктивными мерами и работой системы авто-
матической защиты.
Парогенераторы, обогреваемые жидкометаллическим теплоносите-
лем, являются уникальным видом теплообменного оборудования как но
рабочим условиям и параметрам пара, так и по требованиям к эксплуата-
ционной надежности и безопасности. В них производится пар высоких и
сверхвысоких параметров с давлением до 19 МПа, температурой до 510° С.
Поверхности нагрева работают при больших перепадах температур, зна-
чительных тепловых потоках, высоких скоростях движения теплоносителя
и рабочего тела. Тонкие стенки труб, являясь границей раздела химически
несовместимых сред - натрия и воды, должны обеспечивать межконтур-
ную плотность в течение всего срока службы. Любое нарушение плотно-
сти вызывает бурно протекающую химическую реакцию взаимодействия.
При разработке оборудования АЭС, в том числе натриевых ПГ, тре-
бования, которым опи должны удовлетворять, можно условно разделить
на проектные, технологические и эксплуатационные.
Основными проектными требованиями, предъявляемыми к натрие-
вым ПГ, являются:
• обеспечение надежности и тем самым длительной работоспособности
конструкции ПГ. Конфигурация трубок и сварных швов должна позволять
проведение полного контроля неразрушающими методами всех трубок и
сварных швов после сборки трубного пучка;
• минимальная интенсивность коррозионных процессов;
• обеспечение долговечности ПГ, т. е. обеспечение благоприятного
температурного режима теплообменной поверхности;
• экономичность конструкции ПГ;
• вибропрочность конструкции ПГ;
• компенсация температурных напряжений;
• безопасность при нарушении плотности теплопередающих трубок.
Основные факторы, определяющие надежность ПГ, - качество изго-
товления и контроль качества, зависят от ряда технологических требова-
ний, заключающихся в рациональном выборе материалов, простейших
геометрических форм, надежного способа сварки труб между собой и с
трубной доской, унификации элементов конструкции узлов, обеспечении
366
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
постоянного качества и однородности материала теплообменных трубок,
обеспечении чистоты всех поверхностей ПГ при изготовлении и монтаже.
Для обеспечения нормальной эксплуатации ПГ его конструкция,
схема включения, оснащение КИП и А должны удовлетворять ряду требо-
ваний как обычных, так и специфичных для ПГ с жидкометаллическим
обогревом. Основные эксплуатационные требования, предъявляемые к
натриевым ПГ:
• для нормального пуска и отключения ПГ необходимо обеспечить
возможность его разогрева в пустом и заполненном металлом состоянии,
включая разогрев трубопроводов обвязки, до температуры 250-М50 °C без
возникновения недопустимых температурных напряжений. Должны быть
исключены тупиковые участки и застойные зоны, обеспечено полное за-
полнение теплоносителем без образования газовых полостей. Наличие не-
дренируемых участков не допускается;
• компоновка оборудования и схема обвязки при секционно-модульном
исполнении ПГ должны обеспечивать гидравлическую равнозначность
параллельных ветвей с тем, чтобы различия в температуре греющего теп-
лоносителя не превышали нескольких градусов;
• конструкция ПГ должна предусматривать контрольно-измерительную
аппаратуру в объеме, достаточном для однозначной интерпретации состо-
яния ПГ на текущий момент. В первую очередь необходимо обеспечить
измерение интегральных параметров (расходы теплоносителей, темпера-
тура на входе и выходе, перепады по трактам) и их автоматическое под-
держание, а также качества питательной воды и чистоты натрия. В зави-
симости от конкретного конструктивного исполнения ПГ могут понадо-
биться дополнительные измерения;
• конструкция ПГ, компоновка его элементов должны предусматривать
возможность периодического контроля и осмотра (удобный подход, съем-
ная теплоизоляция, возможность использования грузоподъемных и режу-
щих механизмов, средств неразрушающего контроля). Должна быть обес-
печена возможность замены неисправного оборудования на резервное
(эвакуация оборудования за пределы парогенераторного бокса);
• ПГ должны оснащаться средствами оперативной диагностики проте-
чек воды в натрий, важное значение придается определению места течи,
снижению последствий аварийных ситуаций. Должны быть предусмотре-
ны дублирующие системы контроля герметичности, желательно разными
методами, быстродействующая отсечная арматура, дренирование тепло-
носителя, активные и пассивные средства снижения давления в натриевом
контуре при течи воды в натрий;
367
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
• ремонтопригодность ПГ. При разработке конструкции должна быть
предусмотрена возможность замены или глушения дефектных труб без
демонтажа ПГ, разработана технология ремонта.
К моменту пуска первых экспериментальных РБН имелся лишь не-
большой опыт исследований одно- и многотрубных моделей на стендах,
обозначивший многие проблемы, которые могли возникнуть при эксплуата-
ции ПГ.
С учетом опасности течи, существующего уровня производства и
контроля для первых опытных реакторов SRE (США, тепловая мощность
20 МВт), HNPF (США, тепловая мощность 85 МВт), БР-5 (СССР, тепло-
вая мощность 5 МВт), построенных до 1962 г., были разработаны ПГ с
двойными теплопередающими стенками, кольцевой зазор между которы-
ми заполнялся ртутью. На ПГ реактора EBR-1 (тепловая мощность 4 МВт)
теплопередающая стенка была многослойной - на трубу из нержавеющей
стали посажена многослойная никель-медь-никелевая труба. ПГ реактора
АЭС «Даунри» имел раздельные трубы для воды и сплава натрий-калий, а
тепловой контакт осуществлялся через пакет медных пластни, напрессован-
ных на трубы. На реакторной установке EBR-2 (США) были применены
двойные трубы с воздушным зазором и двойные трубные доски. Ни иа одном
из указанных ПГ за весь период их работы не произошло ни одной аварии с
взаимодействием натрий-вода. В дальнейшем была выбрана и принята во
всем мире концепция одностенного ПГ. Решающим фактором ири этом стали
экономические соображения.
5.4.3. Зарубежные конструкции парогенераторов
Парогенераторы АЭС «Фепикс» начали эксплуатироваться под
нагрузкой с января 1974 г. Парогенератор состоит из модулей испарите-
лей, основных и промежуточных пароперегревателей. Все модули кон-
структивно выполнены одинаково (изогнутый вместе с корпусом трубный
пучок S'-образной формы из семи труб), но имеют разные размеры
(см. рис. 5.32).
Теплообменные трубки имеют стыковые сварные соединения в об-
ласти гиба. Модули не имеют индивидуальной теплоизоляции. Весь ПГ,
содержащий по 12 модулей каждого типа, помещен в металлический ко-
роб, выполняющий функцию защитного кожуха и теплоизоляции.
Каждая теплообменная труба имеет индивидуальный вывод за пре-
делы корпуса, дроссельные устройства на входе в трубы, размещенные вне
натриевого объема. Это значительно упростило ремонт, когда из-за неудач-
ной конструкции дроссельных устройств возникла течь в результате корро-
зионно-эрозионного износа стенки трубки непосредственно за дросселем
368
5 ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
(в атмосферу, но не в натрий). До 1982 г. ПГ работал удовлетворительно.
В 1982—1983 гг. произошли течи в районе сварных швов на теплообменных
трубах в промпароперегревателях, что привело к значительным затратам на
замену модулей.
'8
Рис. 5.32. Секция парогенератора АЭС «Фепнкс»;
1 - вход натрия; 2 - выход пара промперегрева; 3 - вход пара промперегрева;
4 - выход перегретого пара; 5 - промпароперегреватель; 6 - пароперегреватель;
7 - испаритель; 8 - вход питательной воды; 9 — выход натрия
Парогенераторы со спиральными теплообменными трубами исполь-
зованы во многих проектах АЭС с РБН. Парогенераторы такого типа ком-
пактны, имеют малую металлоемкость, сокращается количество регули-
рующей и запорной арматуры. Змеевиковые трубы хорошо компенсируют
разность температурных расширений элементов ПГ, интенсифицируют
теплообмен как по межтрубному, так и внутритрубному пространству.
Однако контроль герметичности змеевиковых ПГ бухтовых конструкций
значительно усложняется.
Наиболее крупный бухтовый змеевиковый ПГ (см. рис. 5.33) эксплу-
атировался на АЭС «Суперфеникс»1 (Франция). На центральную трубу
навиты 17 слоев из 357 теплообменных трубок из сплава инкаллой-800
(см. рис. 5.34). Натрий второго контура обтекает поперечно трубный пучок
и выходит из ПГ в нижней части через центральную трубу. Высота корпуса
22,44 м, диаметр 2,878 м. Активная длина теплообменных труб 91 м. Тру-
бы сварены в плеть из заготовок длиной 25 м. Имеется несколько стыко-
1 Реактор «Суперфеникс» не эксплуатируется с декабря 1996 г. из-за различных поло-
мок. В феврале 1997 г. была отозвана лицензия на его эксплуатацию, и в декабре 1998 г. пра-
вительством Франции был принят указ о начале снятия энергоблока с эксплуатации.
369
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРА МИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
вых сварных соединений в местах вывода труб за пределы корпуса, свя-
занных со сложной конфигурацией подвода труб к тепловым муфтам. За
пределами корпуса теплообменные трубы объединены раздающими и со-
бирающими камерами воды и пара, В верхней части корпуса имеются
свободный уровень натрия и аргоновая подушка. Трубный пучок, включая
узлы вывода труб, полностью погружен в натрий.
Я0К
На
Рис. 5.33. Парогенератор АЭС «Суперфеникс»
Один из наиболее крупных недостатков корпусных парогенераторов
- возможность значительных повреждений трубного пучка при течи воды
в натрий. Именно с этим обстоятельством связан выбор высоконикелевого
сплава для труб, обладающего как повышенной стойкостью к воздей-
ствию факела взаимодействия воды с натрием, так и процессам самораз-
370
5 ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
вития течи. Определенные надежды возлагаются на акустические системы
контроля протечек, которые, как полагают, обеспечат практически безы-
нерционный контроль и позволят своевременно вывести парогенератор из
работы при течи воды в натрий.
4.
Рис. 5.34, Изготовление бухтового змееанка дал ПГ АЭС «Суперфеникс»
Известны и конструктивные методы улучшения характеристик без-
опасности и ремонтопригодности змеевиковых парогенераторов. Предло-
жена конструкция модульного прямоточного парогенератора с теплооб-
менной поверхностью, выполненной из змеевиков малого радиуса
^™б. = (5^-бХтр. По сравнению с бухтовой конструкцией модульные змее-
виковые парогенераторы исключают массовое разрушение элементов ПГ
и обеспечивают возможность ремонта.
По относительному расположению теплоносителей ПГ разделяют на
прямые и обратные. В прямых ПГ натрий (среда низкого давления) проте-
кает по межтрубному пространству, вода и пар (среда высокого давления)
- в трубах. В обратных ПГ (ОПГ) натрий протекает в трубах, вода и пар -
в межтрубном пространстве.
5.4.4, Отечественные конструкции парогенераторов
Парогенераторы РУ БН-350 впервые проектировались для промыш-
ленных условий эксплуатации. С учетом выполненных эксперименталь-
ных работ передача тепла в ПГ от натрия, движущегося в межтрубном
пространстве, к воде в трубах была принята через одну стенку. Материал
теплообменных труб - сталь 10Х2М. В качестве теплообменных труб в
испарителях применены трубы Фильда.
Парогенератор каждой из шести петель АЭС с БН-350 состоит из
двух секций испарителя, двух секций пароперегревателя и одной газовой
37?
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
емкости, соединенных трубопроводами обвязки (см. рис. 5.35). Секция
испарителя (см. рис. 5.36, а) представляет собой вертикальный кожухо-
трубный теплообменный аппарат с 816 трубками Фильда, расположенны-
ми по треугольной решетке с шагом 44 мм и закрепленными в горизон-
тальной трубной доске 3, которая делит корпус испарителя 1 на две части:
верхнюю 4 пароводяную и нижнюю 2 натриевую.
Рис. 5.35. Компоновка ПГ РУ БН-350:
1 - испаритель; 2 - пароперегреватель; 3 - буферная емкость
Труба Фильда (см. рис. 5.36, б) состоит из наружной трубы 0 32x2 с
заглушенным донышком и внутренней опускной трубы 0 16x1,4, концев-
трично расположенной в наружной трубе. Дистанционирование опускной
трубы производится платиками.
В пароводяной части испарителя расположены коллектор подвода
питательной воды 6, коллектор продувки, етруегасительный лист с опуск-
ными трубами, сепарационные устройства 5 и труба аварийного удаления
воды из испарителя в случае течи воды в натрий. Теплопередающая по-
верхность 7 размещена в натриевой полости.
Натрий поступает в испаритель через нижнюю, входную камеру,
проходит через две выравнивающих решетки 8 и 9, затем движется вдоль
"372 ‘
5 ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
теплообменных труб и отводится к ПТО из верхней, выходной камеры. В
верхней части натриевой полости имеется тазовый объем, и трубный пу-
чок проходит через границу раздела газ - натрий.
a б
Рис. 5.36. Испаритель — а и труба Фильда - б парогенератора БН-350:
1 - корпус испарителя; 2 - нижпяя натриевая часть; 3 - трубная доска;
4 - верхняя пароводяная часть; 5 - сепарационные устройства; 6 - коллектор подвода
питательной воды; 7 - теплопередающая поверхность; 8,9 - выравнивающие решетки
Въгаи nipt
Пароперегреватель парогенератора представляет собой вертикаль-
ный (7-образный теплообменный аппарат. Теплообменная поверхность его
пабрана из 806 (/-образных труб 016x2. Максимальная длина труб 8 м.
Концы труб заделаны в трубные доски с разбивкой отверстий по тре-
угольнику с шагом 23 мм. В испарителях установки БН-350 при пуске и
вводе в эксплуатацию отмечались многочисленные течи как в местах за-
делки труб в трубные доски, так и местах приварки донышек к чехловым
трубам, в связи с чем было принято решение о ремонте испарителей путем
замены чехловых труб 0 32x2 па трубы 0 33x3. Испарители двух петель
ремонту не подвергались.
373
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Парогенераторы установки БН-350 отработали более 150 тыс. ч. Ис-
следования испарителя, не подвергавшегося ремонту, носле наработки
~ 100 тыс. ч, показали, что элементы ПГ, в том числе теплообменные тру-
бы, донышки чехловых труб, швы приварки труб к трубным доскам нахо-
дятся в хорошем состоянии и ПГ мог бы эксплуатироваться и дальше. Это
говорит о недостаточном качестве изготовления испарителей ПГ. В насто-
ящее время установка БН-350 выведена из эксплуатации.
Парогенераторы реакторной установки БОР-60. Одной из задач РУ
БОР-60 являлось испытание крупномасштабных моделей парогенераторов
тепловой мощностью до 35 МВт. Одновременно могли испытываться
один или два ПГ. В первом случае теплоотвод в одной из петель осу-
ществляется с помощью воздушного теплообменника,
В составе установки БОР-60 прошли испытания пять типов ПГ кон-
струкции специалистов СССР и ЧССР. Испытания парогенераторов нача-
лись с прототипа ПГ для РУ БН-600.
Параметры пароводяного контура АЭС БН-600 по результатам эконо-
мических оценок были выбраны близкими к параметрам современных
ТЭС. Была принята и схема с натриевым перегревом пара промежуточно-
го давления.
Температура перегретого пара основного и промежуточного пере-
грева 505 °C, давление пара на выходе ПГ - около 14 МПа, промперегрева
- 2,5 МПа, температура питательной воды 240 °C, температура натрия на
входе ПГ 518 °C, на выходе 323 °C. Ни один из ранее выполненных проек-
тов ПГ в СССР и за рубежом не подходил для БН-600 как по параметрам,
так и по конструкции. В проектах крупных РУ с РБН, разрабатываемых в
СССР и за рубежом в конце 1960-х гг., предпочтение отдавалось пароге-
нераторам корпусного типа, высокой единичной мощности по аналогии с
ПГ АЭС с ВВЭР (PWR). Для АЭС БН-600 был разработан проект пароге-
нератора, рассчитанного на электрическую мощность 200 МВт (одна пет-
ля РУ БН-600), Парогенератор получил наименование ПГН-200 и в пер-
вом варианте состоял из одного корпуса, в котором располагались труб-
ные пучки испарителя, перегревателя и промежуточного перегревателя.
ПГ имел массу более 400 тонн.
Второй вариант ПГН-200 состоял из двух корпусов - испарителя и
перегревателя. Для испытания в петле реактора БОР-60 была изготовлена
модель этого парогенератора «ПГ-1» тепловой мощностью 30 МВт, также
состоящая из двух корпусов - испарителя и пароперегревателя с
S'-образными теплообменными трубами 016x2,5 из стали 1Х2М. Испари-
тель имел 60 теплообменных труб длиной 17 м, перегреватель - 90 труб
длиной 14 м.
374
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Испытания этой модели проводились в 1971:1975 гг. и позволили
получить определённый опыт работы с натриевым теплоносителем. Па-
раллельно в ОКБ «Гидропресс» проводили испытания модели ПГ с
5-образными теплообменными трубами, на которой возникла межконтур-
ная течь. Исследования теплообменных труб модели выявили серьезный
недостаток этой конструкции - эрозионный износ в районе гибов труб.
В результате испытаний определился концептуальный подход к кон-
струкции повышенной надежности - парогенератор должен состоять из
легко заменяемых модулей с прямыми теплообменными трубами. Эта
концепция легла в основу конструкции парогенераторов РУ БН-600 и
БН-800. Одним из преимуществ секционно-модульной концепции ПГ с
натриевым теплоносителем является возможность проведения полномас-
штабных испытаний отдельного оборудования - составных частей ПГ.
На базе проекта секционно-модульного ПГ для РУ БН-600 была раз-
работана модель «ПГ-2» тепловой мощностью 25 МВт.
В модели с учетом возможностей тепловой схемы третьего контура
РУ БОР-60 отсутствовал модуль промежуточного пароперегревателя. В
остальном модули испарителя и основного пароперегревателя «ПГ-2» за
исключением длины теплообменных труб полностью соответствовали мо-
дулям ПГ РУ БН-600 как по диаметрам и количеству труб, так и по кон-
струкционным материалам.
Результаты исследований и опыт эксплуатации работы «ПГ-2» были
использованы при проведении пусконаладочных работ на ПГ РУ БН-600.
Для дальнейших исследований и замены ПГ-2 была разработана до-
кументация и начато изготовление секции опытного парогенератора
«ПГ-3» из микромодулей типа «труба в трубе» для РУ с реактором
БЫ-1600 (см. рис. 5.37). Считалось, что применение таких ПГ позволило
бы отказаться от применения в составе РУ теплообменников аварийного
расхолаживания натрий-воздух.
375
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рнс. 5.37. Конструктивное исполнение секции ПГ-3:
1 - испаритель; 2 - пароперегреватель; 3 - коллекторы подвода теплоносителя; 4 - коллекторы
отвода теплоносителя: 5 - коллектор острого пара; 6 - коллектор питательной воды
В связи с прекращением финансирования работы по ПГ для РУ
БН-1600 были прекращены.
Успехи, достигнутые в технологии поддержания необходимой чи-
стоты натрия, позволили снять опасение массового забивания трубок ок-
сидами при движении натрия внутри труб и обратиться к так называемому
«обратному» ПГ, в котором натрий течет внутри труб, а вода - в межтруб-
ном пространстве. Парогенераторы обратного типа конструкции специали-
стов ЧССР (см. рис. 5.38), разработанные при участии советских специали-
стов, были установлены на БОР-60 после демонтажа ПГ-2.
376
i ОБОРУ ДОВА НИЕ If СИСТЕМЫ АЭС C PEA ЕГОРА МИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
4700
Выход пара
Выход тира
Вход пара
Вход
питательной воды
Вход
теплоносителя
Выход
теплоносителя
Рис. 5.38. Парогенератор ОПГ-1;
1 - модули экономайзера; 2 - модули испарителя; 3 - модули пароперегревателя
Преимуществом «обратного» ПГ является предполагаемое отсут-
ствие влияния реакции взаимодействия или ее значительное ослабление
(при разгерметизации трубы в пределах активной длины теплообмена) на
соседние трубы, так как вода будет проникать внутрь трубы и выталки-
вать натрий. Эффект взаимодействия воды с натрием должен быть слабым
ввиду малой площади контакта (внутреннее сечение трубы). Существен-
ным недостатком «обратного» ПГ является работа корпуса под давлением
третьего контура, что увеличивает расход металла и усложняет решение
задачи температурной компенсации корпуса и теплообменных труб.
Парогенераторы секционно-модульной конструкции. Наибольший
интерес представляют конструкция и опыт эксплуатации парогенераторов
ПГН-200М Белоярской АЭС, эксплуатируемых с 1980 года.
377
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Параметры пароводяного контура АЭС с БН-600 по результатам
экономических оценок выбраны близкими к параметрам современных
тепловых электростанций. В состав энергоблока входят три ПГ, каждый
из которых состоит из восьми секций. Каждая секция состоит из трех мо-
дулей: испарителя, основного и промежуточного пароперегревателей.
За время эксплуатации ПГ показал хорошие эксплуатационные каче-
ства, определяемые гибкостью тепловой схемы. Устойчивая работа ПГ
обеспечивалась возможностью отключения дефектного модуля или сек-
ции на «ходу» при сохранении остальной части ПГ в работе, а также воз-
можностью ремонта модулей на месте установки и простотой их замены.
Для уникальной конструкции ПГ достигнуты коэффициент готовно-
сти, близкий к 100 %, и КИУМ блока ~80 % (2004 г.), что находится на
уровне показателей лучших серийных блоков АЭС с ВВЭР.
На базе конструкции парогенератора БН-600 разработан проект ПГ
(Н-272) для БН-800 (см, рис, 5,39), в котором учтен опыт пуска и эксплуа-
тации ПГ БН-600, в частности:
• в целях сокращения поверхности, разделяющей воду и натрий, и
уменьшения количества швов приварки теплообменных труб к трубным
доскам исключен натриевый перегрев пара промежуточного давления и,
следовательно, модули-промперегреватели (30 штук);
• в качестве конструкционного материала модулей-перегревателей ис-
пользована сталь 10Х2М вместо стали 09Х18Н9. Замена вызвана тем, что
по причине течи в ПГ БН-600 из строя был выведен только один модуль-
испаритель (сталь 10Х2М), остальные течи были в пароперегревателях
(сталь 09X18Н9).
378
5. ОБОРУДОВА НИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Рнс. 5.39. Схема включения парогенератора АЭС с реактором БН-800:
1 - электромагнитный насос; 2 - ГЦН второго контура; 3 - буферная емкость; 4 — модуль па-
роперегревателя; 5 - модуль испарителя; 6 - раздающий коллектор; 7 - воздушный теплооб-
менник; 8 - промежуточный теплообменник: 9 - реактор
Все основные схемные и конструктивные решения были сохранены,
как и в ПГ БН-600.
379
атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевымтеилонос/ттелем
Парогенератор Н-272 предназначен для генерации перегретого пара
заданных параметров в диапазоне нагрузок (25-^100)% Л'нОМ и съёма тепла
циркуляционной петли в режимах пуска и расхолаживания с нормальны-
ми условиями эксплуатации, а также в режимах с нарушениями нормаль-
ных условий эксплуатации.
Каждый ПГ петли состоит из 10 секций. Каждая секция состоит из
двух модулей: испарителя и пароперегревателя. При проектировании
ПГ Н-272 в полной мере учтён опыт эксплуатации ПГН-200М энергоблока
БН-600.
Непосредственно с ПГ связаны следующие системы:
• аварийной защиты ПГ (САЗ ПГ) по превышению давления по вто-
рому и третьему контурам;
• диагностики межконтурных течей натрий-вода: контроль водорода в
натрии (ИВА), шумовые индикаторы (ИШИТ), индукционные течеискате-
ли (ИТИ), акустические течеискатели (АИТ), датчики содержания водоро-
да в защитном газе буферной ёмкости (СОВА);
• электрообогрева;
• дренажей и сдувок но второму контуру;
• подачи азота в полости модулей ПГ по третьему контуру;
• контроля теплотехнических параметров.
Парогенераторы для АЭС БП-1800. Опыт эксплуатации блока
БН-600 показывает возможность создания надежного ПГ. Однако ме-
таллоемкость и стоимость таких ПГ высоки. Поэтому для перспективных
АЭС с реакторами типа БН-1800 с точки зрения обеспечения их конкурен-
тоспособности относительно АЭС с ВВЭР может рассматриваться только
конструкция ПГ корпусного типа.
В 2005 г. в ОКБ «Гидропресс» были проведены вариантные прора-
ботки ПГ с целью использования при формировании концепции коммер-
ческой АЭС с реактором на быстрых нейтронах. При проработке вариан-
тов ПГ максимально учитывался опыт проектирования, изготовления и
эксплуатации ПГ отечественных и зарубежных АЭС с РБН. Особое вни-
мание уделялось простоте конструкции ПГ, обеспечению контроле- и ре-
монтопригодности, простоте и удобству обслуживания и ремонта на месте
установки, минимизации массогабаритных характеристик.
Проработки велись на «умеренные» параметры перегретого пара,
достигнутые на БП-600 и БП-800, и сверхкритические параметры. В со-
ставе ПГ на сверхкритические параметры разработан перегреватель пара
промежуточного давления с натриевым перегревом, для ПГ с «умеренны-
ми» параметрами принят паровой перегрев пара промежуточного давле-
ния. При этом наблюдается преемственность основных предлагаемых
380
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ ИЛ БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
конструктивных решений, хорошо зарекомендовавших себя при эксплуа-
тации ПГ БН-600:
• прямые теплообменные трубы;
• дистанционирование теплообменных труб в круглых отверстиях ди-
станционирующих решеток;
• заделка теплообменных труб с помощью вальцовки на всю толщину
трубных досок с обваркой концов труб;
• размещение на корпусе ПГ компенсатора температурных расшире-
ний теплообменных труб и корпуса.
Принято решение для повышения надежности ПГ отказаться от
съемных крышек уплотнения пароводяных камер и необходимого для это-
го кренежа.
Парогенераторы для АЭС БП-1200. В соответствии с планами
«Росатома» к настоящему времени выполнен концептуальный проект и
подготовлены задания на техническое проектирование РУ и энергоблока
электрической мощностью 1200 МВт (БН-1200).
В основу проекта заложено решение задачи сохранения лидерства в
технологии быстрых реакторов и развития замкнутого топливного цикла
(ЗТЦ) путем своевременной (до 2030 года) коммерциализации натриевых
быстрых реакторов с одновременным обеспечением технико-
экономических условий создания опытно-промышленной инфраструкту-
ры ЗТЦ. Основные требования к энергоблоку и связанным с ним техноло-
гиям топливного цикла в области экономики сводятся к тому, что уровень
капитальных затрат должен быть сопоставим с тепловыми реакторами.
Это требование обеспечивается комплексом мероприятий, включающих
минимизацию затрат на топливообеснечение, снижение материалоемко-
сти, увеличение КИУМ, КПД за счет применения инновационных инже-
нерно-технических решений. Снижение капитальных затрат должно также
обеспечиваться за счет приемлемого увеличения мощности и перехода на
серийное строительство.
Если рассмотреть влияние инновационных инженерно-технических
решений и мощности энергоблока на удельную материалоемкость РУ (за
единицу принята удельная материалоемкость сооружаемого энергоблока с
реактором БН-800), то за счет принципиального изменения конфигурации
некоторых систем установки возможно уменьшение удельной материалоем-
кости на 35+40 %, а при увеличении мощности до 1800 МВт -50 %.
Оптимизационные исследования по энергоблоку в целом с учетом
транспортно-технологических факторов показали, что наиболее приемле-
мой все же является электрическая мощность 1200 МВт.
Для РУ БН-1200 предполагается разработка и применение ПГ круп-
номодульного или корпусного типа.
381
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Предварительные проработки показали, что это позволит в 2-3 раза
улучшить технико-экономические показатели ПГ. Освоение новых кон-
струкционных материалов позволит обеспечить заданный проектный срок
службы (45—60 лет) таких ПГ. Заводом-изготовителем подтверждена воз-
можность изготовления ПГ предлагаемых типов. Работоспособность от-
дельных узлов и систем, а также ПГ в целом в связи с увеличением габа-
ритов и скоростей рабочих сред потребует полного экспериментального
подтверждения на моделях.
Одной из основных проблем является проблема выбора конструкци-
онного материала для теплообменной поверхности и корпусных элемен-
тов ПГ. Материал должен обеспечить требуемый срок службы ПГ при
приемлемой стоимости и технологичности изготовления изделия. Приме-
няемый сегодня материал (сталь 10Х2М) хорошо освоен, но, как считает-
ся, не может обеспечить требуемый срок службы ПГ.
Сегодня в качестве перспективного материала для ПГ РУ БН-1200
рассматривается сталь 07Х12НМФБ, которая не имеет широкого приме-
нения. Она должна быть широко исследована на стендах ФГУП ЦНИИКМ
«Прометей» и ФЭИ для получения всех необходимых физико-
механических характеристик (в том числе кратковременных механических
свойств, характеристик длительной прочности, пластичности и ползуче-
сти) на ресурс не менее 300 тыс. ч, коррозионной стойкости в продуктах
взаимодействия воды и натрия. Для создания корпусных ПГ должны быть
предусмотрены и работы по оформлению ТУ на поставку необходимых
полуфабрикатов - поковок, листов, теплообменных труб длиной до 30 м
(освоенная на сегодня длина 18 м).
5.4.5. Парогенераторная установка ПГП-200М
Схема включения парогенератора
Включение ПГ по второму контуру. Каждая из трех петель второго
контура энергоблока с реактором БН-600 состоит из парогенератора,
включающего буферную емкость (бак буферный натриевый - ББН), главно-
го циркуляционного насоса второго контура (ГЦН-П) и трубопроводов
(см. рис. 5.40). Кроме того, общим оборудованием для каждой из иетель пер-
вого и второго контуров являются два промежуточных теплообменника (ПТО).
Циркуляционные трубопроводы предназначены для связи в единый
циркуляционный тракт оборудования второго контура каждой из трех пе-
тель установки, обеспечения раздельной для каждой петли циркуляции
натрия с целью передачи теплоты с потоком «горячего» натрия от ПТО к
«воде - пару» третьего контура в парогенераторах и возврата «холодного»
натрия из парогенераторов в ПТО.
382
5. оборудование и системы аэс с реакторами на быстрых нейтронах
Рис. 5.40. Компоновка парогенератора ПГН-200М в составе реакторной установки БН-600:
1 - реактор; 2 - ГЦН-1; 3 - ГЦН-П; 4 - промежуточный теплообменник; 5 - буферная
емкость; 6 - растопочный сепаратор; 7 - модули парогенератора; 8 - промпароперегреватель;
9 - испаритель; 10 - основной пароперегреватель; 11 - пар после ЦВД; 12 - пар на ЦВД;
13 - пар на ЦСД
Трубопроводы спроектированы с учетом требований, обеспечиваю-
щих разогрев, пуск, надежную работу оборудования второго контура во
всех режимах эксплуатации установки, а также вывод оборудования из
работы и дальнейшее поддержание его в разогретом состоянии при необ-
ходимой температуре, ремонт и замену. Трубопроводы рассчитаны на но-
минальный расход натрия по контуру - 7300 т/ч, на нагрузки от давленпя
до 1,3 МПа с учетом нагрузки от веса трубопроводов, заполненных натри-
ем, с учетом веса электрообогрева и теплоизоляции, а также компенсаци-
онных усилий при максимальной температуре натрия 520 °C.
Трубопроводы второго контура разделены оборудованием на участки:
• «горячий» трубопровод от ПТО до напорного коллектора ПГ. Участ-
ки трубопроводов 0 630x13 мм на выходе из ПТО объединяются в один
трубопровод 0 820x13 мм;
• «холодный» трубопровод от ПГ до буферной емкости (0 820х 13 мм);
• трубопровод от буферной емкости до ГЦН II контура (0 820х 13 мм);
• «холодный» трубопровод от ГЦН до ПТО (0 820x13 мм). На подводе
к ПТО разделяется на два трубопровода 0 630х 13 мм, подходящие к каж-
дому из двух ПТО петли. Часть этих трубопроводов, расположенных в
нодреакториом помещении, заключена в страховочный кожух.
383
атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевымтенлоносителем
Баки запаса натрия первого (3 штуки) и второго (4 штуки) контуров
по конструкции идентичны и представляют собой цилиндрические сосуды
с эллиптическими днищами. Баки установлены горизонтально с уклоном
по оси обечайки 0,03.
Включение ПГ по третьему контуру. Каждая из трех петель третье-
го контура состоит из парогенератора, турбоустановки К-200-130, трубо-
проводов и оборудования вспомогательных систем.
Питательные узлы парогенераторов предназначены для подачи пита-
тельной воды от ПЭН (АПЭН) в ПГ и обеспечивают требуемый расход
питательной воды в испарительные модули в режимах пуска, останова,
отвода остаточного тепловыделения.
В соответствии с петлевой структурой третьего контура, каждый из
питательных узлов обеспечивает подачу питательной воды в соответ-
ствующий ПГ независимо от других.
Питательная вода от ПЭН через напорные трубопроводы поступает
на питательный узел петли, где через механические фильтры и регулиру-
ющие клапаны раздается по половинам ПГ. К этим линиям параллельно
подключаются трубопроводы подвода питательной воды к модулям ИМ.
Поступая в нижние (водяные) камеры ИМ, питательная вода прохо-
дит узел дроссельных шайб, установленных на входе в каждую трубку
трубного пучка, и, двигаясь внутри труб снизу вверх, подогревается до
насыщения, испаряется и пар перегревается.
Из верхних камер ИМ пар отводится в сборный коллектор и по пе-
репускным линиям (две на ПГ) направляется в раздающий коллектор, от-
туда подводится к верхним камерам модулей ОП. На перепускных линиях
вне бокса ПГ установлены запорные задвижки для отсечения паропере-
гревателей. После модулей ОП перегретый пар высокого давления
направляется в сборный коллектор острого пара и далее - к турбине на
ЦВД.
Одной из особенностей энергоблока БН-600 является то, что в его
тепловой схеме промежуточный перегрев пара осуществляется натрием.
Пар промежуточного перегрева после ЦВД турбины подводится двумя
нитками к раздающим коллекторам, подается в верхние камеры модулей
ПП, проходит сверху вниз, поступает в сборный коллектор и направляется
через стопорные и регулирующие клапаны к ЦСД турбины.
Конструкция и условия эксплуатации ПГН-200М
Парогенератор ПГП-200М предназначен для выработки перегретого
пара высокого давления и перегрева промежуточного пара при эксплуата-
ции в базовом режиме в составе АЭС с натриевым теплоносителем
(см. табл. 5.9).
384
j. оборудование и системы аэс с реакторами на быстрых нейтронах
Таблица 5.9
Освоение характеристики парогенератора
Наименование Значение
Тепловая мощность, МВт 490
Паропроизводительность, т/ч 660
Температура острого пара, °C 505
Давление острого пара, МПа 14(13,5)
Расход пара промежуточного перегрева, т/ч 567
Температура пара на входе в промпароперегреватель, °C 300
Давление пара на входе в промпароперегреватель, МПа 2,8
Температура пара на выходе из промпароперегревателя, °C 505
Температура питательной воды, °C 241
Расход теплоносителя второго контура, т/ч 7300
Наименование Значение
Температура теплоносителя второго коптура, °C:
на входе в ПГ 520
на выходе из ПГ, °C 328
Давление в газовой полости ББН, избыточное, МПа 0,2
Общий вес парогенератора, т:
в сухом состоянии 775
в рабочем состоянии 914
Парогенератор «натрий-вода» ПГН-200М - прямоточный, секцион-
ный, модульный. Каждый ПГ состоит из восьми параллельно включенных
по всем рабочим средам секций. Секция (см. рис. 5.41) состоит из трех
функциональных агрегатов-модулей: испарителя, пароперегревателя,
нромпароперегревателя, трубопроводов обвязки секций по натрию, воде-
пару высокого давления, пару промежуточного перегрева, вспомогатель-
ных систем заполнения, дренажа натрия, сдувки газа и др. с установлен-
ной на них на входе и выходе каждой секции отсечной (запорной) армату-
рой. В состав каждого ПГ (см. рис. 5.42) входят вынесенная буферная
емкость (одна на теплоотводящую петлю), растопочное оборудование
(2 комплекта на петлю), установленное в рассечке после испарителя и пе-
ред пароперегревателем, опорные металлоконструкции обслуживания, а
также технологические системы (электрообогрева, сброса продуктов вза-
имодействия, быстрого обезвоживания, снижения давления в режиме пол-
ного обесточивания и др.), обеспечивающие эксплуатацию ПГ во всех ре-
385
Л ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА ббтстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
жимах работы. Секции ПГ по компоновке разделяются на 2 типа, отлича-
ющиеся разворотом в плане патрубков нодвода-отвода рабочих сред.
1500 1500
Рис. 5.41. Секция парогенератора ПГН-200М:
1 - уцлотпительная крышка пароводяных камер; 2 - патрубок входа питательной во-
ды; 3 - нижняя трубная доска; 4 - кожух; 5 - нижняя натриевая камера; 6 - теплообмепиые
трубки; 7 - корпусная труба модуля; 8 - патрубок выхода перегретого пара; 9 - патрубок
входа натрия; 10 - промежуточная опора; 11 -линзовый компенсатор; 12 - верхняя натриевая
камера; 13 - переливной патрубок; 14 - патрубок входа слабоперегретого пара; 15 - штуцер
сдувки газа; 16 - шпильки; 17 - патрубок выхода слабоперегретого пара испарительного
модуля; 18 - патрубок входа пара после ЦВД турбины; 19 - патрубок входа натрия;
20 - патрубок выхода пара промперегрева; 21, 23 - дренажный штуцер; 22 - патрубок выхода
«холодного» натрия
386
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ Ил БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Натрий на вход в ПГ поступает из раздающего коллектора, к кото-
рому параллельно подключаются модули ОП и ПП восьми параллельных
секций ПГ.
Рис. 5.42. Компоновка парогенератора в бокее:
1 - пароперегреватель; 2 - испаритель; 3 - пром пароперегреватель; 4 - буферная
емкость; 5 - подвод патрия; 6 - отвод патрия; 7 - подвод питательной воды; 8 - отвод
пара промперегрева; 9 - отвод острого пара; 10 - отвод слабоперегретого пара; 11 - подвод
пара к пароперегревателям; 12 - подвод пара промперегрева
Из коллектора натрий по трубопроводам подается в нижние натрие-
вые камеры модулей пароперегревателей, входит в межтрубное простран-
ство трубных пучков и, двигаясь снизу вверх, выходит в верхние натрие-
вые камеры модулей и через переливные патрубки, которыми объединя-
ются все три модуля секции, поступает в верхнюю камеру испарительного
модуля на вход в смеситель.
Пройдя смеситель, потоки натрия объединяются и поступают в
межтрубное пространство испарительного модуля. В испарительном мо-
387
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
дуле натрий, охлаждаясь, движется сверху вниз и выходит в нижнюю
натриевую камеру, откуда отводится в сборный коллектор натрия. Из кол-
лектора общим трубопроводом натрий направляется в ББН и из него отво-
дится на всас ГЦН-П.
На натриевых трубопроводах обвязки секций вблизи раздающего и
сборного коллекторов расположена запорная арматура секций по натрию,
а на отводящих натриевых трубопроводах от ИМ - магнитные датчики
расхода.
Бак буферный натриевый (ББН), входящий в состав ПГ, является
элементом натриевого контура. ББН имеет свободный уровень натрия.
Для предотвращения контакта натрия с воздухом газовая полость ББН за-
полнена аргоном. ББН предназначен для компенсации термического рас-
ширения натрия при его разогреве в режиме пуска петли, приема протечек
из уплотнений насоса, а также для приема и первичной сепарации продук-
тов взаимодействия воды-пара с натрием при разуплотнении теплообмен-
ной поверхности в ПГ и последующего сброса этих продуктов в баки ава-
рийного сброса при разрыве мембран от повышения давления защитного
газа.
В ББН установлены датчики уровня натрия и давления в газовом
объеме. ББН представляет собой цилиндрический горизонтальный сосуд с
эллиптическими днищами, имеющий патрубки подвода натрия от ПГ, от-
вода натрия к ГЦН-П, подвода протечек от ГЦН-П, сброса продуктов вза-
имодействия, подвода газа при сдувке его из секции ПГ в режиме запол-
нения петли натрием, подвода-отвода инертного газа в ББН при заполне-
нии контура и отбора газа для контроля содержания водорода, уровнемера
со встроенным сухим каналом, импульсной линии контроля давления.
Внутрикорпусные устройства ББН состоят из коллектора и располо-
женного над ним перфорированного листа, обеспечивающих равномерный
отвод натрия из ББН и предотвращающих образование воронок и захват
газа в контур, и отбойных листов, предохраняющих патрубки сброса от
прямого действия етруи натрия из входного патрубка.
С внутренней стороны поверхность цилиндрической части корпуса,
днищ и патрубков защищена тепловым экраном, предохраняющим эти
элементы от тепловых ударов при резком изменении температур натрия.
Растопочное оборудование (сепаратор и мерительный сосуд) пред-
назначено для обеспечения режимов пуска, расхолаживания и защиты па-
роперегревателя от попадания в него влаги.
Сепаратор представляет собой вертикальный сосуд с плоским дни-
щем, в верхней части которого тангенциально расположен патрубок под-
вода пароводяной смеси. В нижней части сосуда установлена втулка со
спиральными ребрами, на которых осуществляются дополнительная за-
388
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
крутка центрального потока пара и дополнительная сепарация влаги из
него.
Сепараторы поставляются комплектно с мерительными сосудами,
представляющими собой вертикальные цилиндрические сосуды с плоски-
ми днищами, в верхнем днище которых установлен патрубок подвода па-
ра, а в нижней части - патрубок линии связи с водяной полостью сепара-
тора.
На цилиндрической части корпуса мерительного сосуда установлены
штуцеры уровнемеров и патрубок слива воды в станционные расшири-
тели.
Материал растопочного оборудования - сталь 12Х1МФ.
Трубопроводы обвязки модулей ПГ по питательной воде и пару
предназначены для подвода к модулям и отвода от модулей среды третье-
го контура (воды и пара) и представляют собой комплекс трубопроводов с
запорной и предохранительной арматурой.
Трубопроводы оснащены устройствами для удаления воздуха при
заполнении средой, а также дренирующими устройствами для удаления
рабочей среды и конденсата, образующегося в процессе разогрева или
расхолаживания третьего контура. Конструкция и компоновка трубопро-
водов обеспечивают возможность проведения их осмотра, ремонта, гид-
равлических испытаний, контроля основного металла и сварных соедине-
ний неразрушающими методами. Все элементы трубопровода теплоизо-
лированы. Компенсация тепловых расширений трубопроводов осуществ-
ляется за счет их самокомпеисации.
В соответствии с параметрами рабочей среды и водно-химическим
режимом третьего контура трубопроводы обвязки по питательной воде
выполнены из стали 15ГС, остальные трубопроводы - из стали 12Х1МФ.
Система контроля технологических параметров. Установленная на
ПГ контрольно-измерительная аппаратура позволяет проводить оператив-
ный контроль, запись, выдачу сигналов в схему регулирования и на бло-
кировки, режимных параметров (температуры, давления, расхода, концен-
трации) как для всего ПГ, так и для отдельных его элементов (секции, мо-
дуля). Управление и контроль осуществляются дистанционно с блочного
щнта управления. Поддержание заданных выходных параметров пара
производится за счет изменения мощности реактора, расходов натрия по
первому и второму контурам, расхода питательной воды, установки регу-
лятора давления пара.
Регулирование расхода питательной воды и давления пара в нор-
мальных режимах эксплуатации - автоматическое, при срабатывании
аварийной защиты - по специальным алгоритмам.
389
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Эксплуатационные пределы и условия. Для нормальной эксплуата-
ции энергоблока устанавливаются эксплуатационные пределы изменения
параметров и характеристик состояния его систем, которые отражаются в
Технологическом регламенте.
При работе энергоблока на энергетическом уровне мощности на
каждом ПГ должны находиться в работе все восемь секций. Допускается
работа ПГ при отключении не более трех секций на каждом ПГ (не более
двух на одной стороне). При эксплуатации ПГ с выведенными из работы
отдельными секциями должны быть соблюдены следующие основные
теплогидравлические параметры:
• температура натрия на входе в ПГ не более 518 °C;
• перегрев пара после испарительных модулей в сборном коллекторе
не менее 30 °C;
• расход натрия через секцию не более 120 % GH0M;
• давление пара в коллекторе острого пара в пределах 11,8-5-12,8 МПа;
• тепловая мощность секции не более 126 % NHOM.
При работе ПГ в паровом режиме давление пара в сборном коллек-
торе испарительных модулей должно поддерживаться не ниже 3,9 МПа,
расход питательной воды на каждый ПГ - не менее 5 % номинального.
При включенных в работу основных пароперегревательных модулях ПГ
температура пара после испарительных модулей должна поддерживаться
не ниже величины «г, +20 °C», где ts - температура насыщения. Допускается
кратковременное (не более 15 мин) снижение температуры пара после испа-
рительных модулей ПГ ниже величины «4 +20 °C». Подача среды с темпера-
турой ниже ts в основные пароперегревательные модули запрещается.
При эксплуатации температура питательной воды на входе в ПГ
должна поддерживаться не ниже 158 °C. Допускается снижение темпера-
туры питательной воды до 145 °C на время не более 1 ч при температуре
забивания натрия второго контура данной петли не выше 130 °C. Скорость
изменения температуры питательной воды на входе в ПГ в режимах нор-
мальной эксплуатации не должна превышать 30 °С/ч.
Температура натрия на выходе из каждой половины ПГ не должна
превышать 380 °C, а разность температуры натрия на выходе из двух по-
ловин- 30 °C.
При работе энергоблока на энергетическом уровне мощности основ-
ные технологические параметры ПГ по второму и третьего контурам
должны поддерживаться в установленных эксплуатационных пределах,
При подаче питательной воды в осушенный ПГ температура ее не должна
отличаться от температуры омываемых водой поверхностей ПГ более чем
на 80 °C. Качество питательной воды на входе в ПГ должно удовлетворял,
нормам, указанным в табл. 5.10.
390
5. ОБОРУДОВАНИЕ ИСИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Во всех режимах ионообменные смолы и реагенты из системы водо-
подготовки не должны попадать в питательный тракт ПГ.
Таблица 5.10
Нормируемые показатели питательной воды при работе ПГ в паровом режиме
Наименование показателей Величина
Общая жесткость, мкг-экв/кг, не более Соединения натрия (в пересчете на Na), мкг/кг, не более Соединения железа (в пересчете на Fe), мкг/кг, не более Кремниевая кислота (в пересчете на SiO2), мкг/кг, не более Соединения меди (в пересчете на Си), мкг/кг, не более Кислород (после деаэратора), мкг/кг, не более Содержание хлоридов, мкг/кг, не более Электропроводность Н-катионироваиной пробы при 25 °C, мкСм/см, не более Величина pH при 25 °C Соединения свободного гидразина (в пересчете на N2H4), мкг/кг 0,2 5,0 10,0 15,0 5,0 10,0 3,0 0,3 9,1±0,1 20-60
Качество натрия должно удовлетворять требованиям ГОСТ 3273-75
с дополнительной очисткой до допустимого содержания примесей
(табл. 5.11).
Таблица 5.11
Допустимое содержание примесей
Наименование показателя Величина
Кислород, вес. %, ие более 0,01
Углерод (общее содержание), вес. %, ие более 0,004
Водород, вес. %, ие более 0,0001
Хлор, вес. %, не более 0,003
Азот, вес. %, не более 0,002
Калий, вес. %, не более 0,1
Кальций, вес. %, не более 0,002
Железо, вес. %, ие более 0,005
В течение двух суток после подключения ПГ к турбине допускается
превышение не более чем на 50 % норм содержания соединений натрия,
кремниевой кислоты, железа, меди. В первые сутки допускается повыше-
391
ATOUHUEЭЛЕКГРОСТАНЦИИСРЕАКТОРАМННА БЫСТРЫХНЕЙТРОНАХСНАТРИЕЯЫМТЕПЛОНОСНТЕЛЕМ
ние содержания соединений железа и кремниевой кислота до 50 мкг/кг.
При включении ПГ после ремонта указанное превышение норм допуска-
ется в течение четырех суток.
При достижении предельной загрязненности теплообменных труб
модулей испарителя (250 г/м2) в зоне доупаривания или продолжительно-
сти эксплуатации ПГ между промывками 10000-44000 ч должна прово-
диться химическая промывка.
Аварийные режимы. С 1980 г. накоплен значительный опыт эксплу-
атации парогенератора ПГН-200М в различных режимах, включая режи-
мы «малая течь» и «большая течь» воды (пара) в натрий, который под-
твердил правильность основных принципов, концепций и технических
решений, использованных при проектировании установки и парогенера-
тора, показал их техническую надежность и безопасность (рис. 5.43).
Рнс. 5.43. Микротечь натрия
Петлевой принцип схемного решения блока при трехконтурной схе-
ме циркуляции теплоносителя и низкой активности натрия во втором кон-
туре (3,7102 Бк/л) позволяет ограничить радиационное воздействие на
персонал, население и окружающую среду установленными пределами
как при нарушении межконтурной плотности теплообменных трубок па-
рогенератора, так и при утечках натрия циркуляционного контура пароге-
нератора. Ситуации с утечками натрия из ПГ во внешнюю среду связаны в
первую очередь с пожарной безопасностью блока.
Создание конструкции ПГ, которая бы полностью исключала воз-
можность появление течи воды (пара) в натрий в процессе эксплуатации,
практически невозможно, поэтому задача обеспечения безопасности уста-
392
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
новки сводилась к тому, чтобы исключить при любых возможных течах в
ПГ распространение аварии на I радиоактивный контур.
Для обеспечения безопасных условий эксплуатации реакторной
установки в режимах нормальной эксплуатации, с нарушением нормаль-
ных условий эксплуатации и в аварийных режимах эксплуатации пароге-
нераторы оснащены системами аварийной защиты, включающими в себя
3 основные подсистемы.
Подсистема индикации течи и формирования аварийного сигнала
состоит из приборов индикации течи по содержанию водорода в натрии
(определение течи в конкретной секции) и газе (определение наличия течи
в ПГ в целом без определения текущей секции), датчиков давления газа в
газовой полости ББН и приборов передачи и обработки информации.
Подсистема аварийной защиты по натриевому контуру включает:
• демпфирующий газовый объем (17 м3) в ББН и 2 предохранительных
мембранных устройства (давление самопроизвольного разрыва мембран
составляет 0,25 МПа, исходный проект предусматривал установку на каж-
дом ББН 4-х МРУ, обеспечивающих принудительный подрыв мембран
при 0,25 МПа и самопроизвольный - при давлении около 0,7 МПа);
• устройство сброса и сепарации продуктов взаимодействия натрия с
водой, выполненное в виде двух сбросных трубопроводов (в исходном
проекте - 4) Ду = 300 мм, коллектора Ду=600 мм, двух последовательно
включенных баков аварийного сброса первой и второй ступеней (БАС-1,
БАС-П) объемом по 50 мэ каждый и двух предохранительных клапанов
(в первоначальном проекте четырех). В БАС-1 осуществляется сепарация
сбрасываемой среды от натрия и взвешенных продуктов его взаимодействия
с водой (паром), после чего газообразные продукты поступают в БАС-П.
При повышении давления в БАС-П до 0,15 МПа происходит срабатывание
предохранительного клапана, при последующем снижении давления до
0,03 МПа клапан закрывается. Время срабатывания клапана составляет 5 с;
• натриевую арматуру Ду = 300 мм для отключения аварийной секции.
Подсистема аварийной защиты по пароводяному контуру включает:
• устройство прекращения подачи питательной воды путем отключе-
ния питательного насоса;
• устройство сброса воды и пара в расширитель 1,3 МПа;
• устройство предотвращения попадания натрия в пароводяную по-
лость, состоящее из схемы подключения полости третьего контура ПГ при
сбросе из него воды и пара к растопочному расширителю;
• запорную арматуру для отключения аварийной секции (модуля) по
пароводяному тракту;
• систему защиты от повышения давления в третьем контуре (предо-
хранительные клапаны);
393
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
• систему защиты от понижения температуры пара за испарителями.
По характеру последствий течи подразделяются на «малую» и
«большую». Под «большой» понимают течь воды (пара) в натрий, которая
вызывает нарушение гидравлического режима натриевого контура (изме-
нение уровней, давлений, расходов). При этом выделяется большое коли-
чество продуктов взаимодействия натрия с водой (паром). Течь быстро
прогрессирует, растут температура забивания примесями пробкового ин-
дикатора (^заб) в натрии второго контура и давление газа в ББН. В этом
случае аварийная петля отключается автоматически при повышении из-
быточного давления газа в ББН до 0,235 МПа. Предусмотрено введение
алгоритма отключения петли оператором с блочного щита управления
ключом аварийного отключения петли (КАП) до достижения аварийной
уставки.
При аварийном отключении петли отключается ГЦН-П, по блоки-
ровке открываются предохранительные клапаны на паровом коллекторе
после испарителей (с последующей посадкой при снижении давления до
1,0 МПа). Прекращение подачи питательной воды осуществляется отклю-
чением работающего питательного насоса. Сброс давления в полостях
третьего контура испарителей и основных пароперегревателей ПГ проис-
ходит за счет открытых предохранительных клапанов, в полостях промпа-
роперегревателей - за счет разгрузки турбогенератора петли.
После прохождения алгоритма отключения петли давление в ББН
снижают до 0,1:0,2 МПа, подают азот в испарительные модули, дрениру-
ют натрий из аварийной секции или петли, проверяют проходимость дре-
нажей ПГ продувкой аргоном после слива натрия из петли (или дренажей
аварийной секции, если петля не опорожняется).
Для нормальной работы блока важны своевременное выявление
начальной фазы развития течи (так называемой «малой течи») и отключе-
ние дефектной секции. Под «малой» понимают течь воды (пара) в натрий,
которая не вызывает нарушений гидравлических режимов натриевого
контура. Прогрессирующее развитие «малой течи» в «большую» может
происходить достаточно быстро, поэтому при появлении признаков «ма-
лой течи» необходимо без задержки отключить аварийную секцию клю-
чом отключения секции (КОС).
Конструкция модулей парогенератора.
Модули испарителя (см. рис. 5.41) имеют нижнюю камеру подвода
питательной воды и верхнюю камеру выхода слабоперегретого пара, ко-
торые уплотняются плоскими крышками с помощью 24 шпилек с гайками
М64. В верхней камере (см. рис. 5.44) внутрь каждой трубки введены тон-
костенные вставки, осуществляющие тепловую защиту узла заделки труб
в трубную доску при пульсациях температуры пара на выходе из модуля
394
J. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
испарителя. В нижней камере внутри каждой трубки установлены дрос-
сельные устройства, обеспечивающие устойчивую работу испарителя в
парогенерирующем режиме.
На трубных досках со стороны натрия расположена тепловая защита.
Корпус испарителя состоит из верхней и нижней натриевых камер, соеди-
нительных деталей под сварку с пароводяными камерами и с цилиндриче-
ской частью корпуса, линзового компенсатора.
На цилиндрической части верхней камеры корпуса расположены два
патрубка перелива натрия из модулей пароперегревателей и верхние опо-
ры, причем плоскость опор совпадает с горизонтальной осью патрубков
(см. рис. 5.45). Внутри камеры установлен смеситель потоков натрия от
пароперегревателей.
6 7 8 9 10 11 12
Рис. 5.44. Верхняя камера испарительного модуля:
1 - патрубок выхода слабоперегретого пара; 2 - заглушка; 3 - шпилька; 4 - крышка камеры
модуля; 5 - защитный чехол; 6 - рым-болт; 7 -теплообменная труба; 8 - трубная доска;
9 - паровая камера модуля; 10 - тепловая защита трубной доски; 11 -шайбы; 12 —гайка
В верхней натриевой камере установлено кольцо, служащее опорой
для выгородки трубного пучка, препятствующей свободному проходу
натрия вне трубного пучка.
Линзовый компенсатор состоит из 16 штампованных полулинз
(см. рис. 5.42). На наружной стороне компенсатора установлен съемный
кожух, позволяющий оперативно производить осмотр состояния металла
линз компенсатора. В полости между кожухом и линзами предусмотрено
место для установки датчика протечки натрия.
395
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМ! НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
На цилиндрической части корпуса модулей расположены опоры для
соединения с промежуточными опорами модулей пароперегревателей, до-
пускающие лишь вертикальное перемещение последних относительно мо-
дуля испарителя. На нижней части натриевой камеры расположен патрубок
выхода натрия, а внутри ее установлено центрирующее опорное кольцо
трубного пучка.
Рнс. 5.45. Верхняя часть секции парогенератора ПГН-200М-
1 - модуль промежуточного пароперегревателя; 2 - переливной патрубок; 3 - опора;
4 - модуль испарителя; 5 - модуль основного пароперегревателя; 6 - уплотнительные крыш-
ки пароводяных камер, 7 - патрубок входа пара; 8 - патрубок выхода пара
Верхняя и нижняя натриевые камеры корпуса и патрубки подвода-
отвода натрия оснащены тепловой защитой, предохраняющей несущие
элементы от тепловых ударов при изменениях температуры натрия в ава-
рийных режимах.
Трубный пучок испарителя состоит из 349 бесстыковых труб
0 16><2,5, длиной 15,2 м с обогреваемой длиной 14,8 м (см. табл. 5.12).
Конструктивное исполнение трубного пучка позволяет при изготовления
осуществить контроль качества сборки с целью исключения появления
рисок и надиров на поверхности труб при их продвижении через дистан-
396
J. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРА МИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
ционирующие решетки, которые для снижения амплитуд вибрации имеют
калиброванные отверстия 016,3 мм для дистанционироваиия труб.
Таблица 5.12
Основные характеристики модулей парогенератора ПГН-200М
’ Наименование Модуль парогенератора
ИМ ОП ПП
Материал теплообменных труб 1Х2М (10Х2М) Х18Н9 (12X18Н9) Х18Н9 (12X18Н9)
Диаметр и толщина стенки труб, мм 16x2,5 16x2,5 25x2,5
Обогреваемая длина труб, м 14,8 12,2 12,1
Число труб в модуле 349 239 235
Шаг труб в пучке по треугольной раз- бивке, мм 28 33 33
Сечение межтрубного пространства, м2 0,187 0,197 0,125
Поверхность теплообмена по наружному диаметру, м2 251 146 224
Мощность тепловая в номинальном ре- жиме, МВт 40,6 10,5 9,1
Расчетное давление по пароводяному тракту, МПа 16,7 15,2 2,94
Расчетное давление по натриевому трак- ту, МПа 1,96 1,96 1,96
Сухая масса, т 20 19,5 18,8
Объем натрия, м3 5,5 3,5 2,7
Объем воды, м *
в трубках 0,485 0,3 1,4
в камерах 0,179 0,2 0,3
Площадь проходного сечения трубок, м2 0,0332 0,0227 0,0738
Трубки завальцованы в трубные доски на всю толщину и обварены
по торцу (см. рис. 5.46). Глубина проплавления не менее 4 мм.
397
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ C РЕАКТОРАМИ НА ЕЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рис. 5.46. Вид на трубную доску со стороны вскрытой верхней камеры модуля
Основные конструкционные материалы, применяемые для изготов-
ления модулей ПГ, представлены в табл. 5.13.
Таблица 5.13
Конструкционные материалы элементов модулей испарителя, основного
и промежуточного пароперегревателей
Наименование элемента моду- ля Материал
Испаритель оп,пп
Теплообменные трубы 10Х2М-ВД 1Х18Н9 (10Х18Н9)
Трубные доски 10Х2М-ВД Х18Н9 (12Х18Н9)
Камеры воды и пара с патруб- ками 10Х2М-ВД Х18Н9 (12Х18Н9)
Элементы корпуса, внутри- корпусные детали 10Х2М Х18Н9 (12Х18Н9) Х16Н11МЗ
Крышка 10Х2М Х18Н9 (12X18Н9)
Гайки 25X1 МФ 4Х14Н14В2М
Шайбы 20Х1М1Ф1ТР 20Х1М1Ф1ТР
Шпильки 20Х1М1Ф1ТР-Ш ХН35ВТ-ВД
Модули основного пароперегревателя (см. рис. 5.47) конструктивно
аналогичны модулям испарителя и отличаются от них конструкционными
материалами, отсутствием смесителя в корпусе, меньшим числом труб
пучка и меньшими по длине габаритами. Входная и выходная по пару ка-
меры пароперегревателя выполнены из поковок, уплотняются мембран-
ным уплотнением и плоскими крышками с помощью 24 шпилек М80*6в
части гнезда в камере и М68*6 на стороне гайки.
398
5 ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
На верхней камере расположен патрубок входа пара, а на нижней -
патрубок выхода перегретого пара. К камерам присоединяются натриевые
камеры как части корпуса. В верхней камере модуля в трубки введены
вставки тепловой защиты, аналогичные такому же узлу в испарителе. На
верхней натриевой камере корпуса пароперегревателя расположен патрубок
выхода (перелива) натрия в модуль испарителя с вваренным в него гнездом
под термопару и опоры, опорная плоскость которых совпадает с осью пере-
ливного патрубка.
Рис. 5.47. Верхняя часть модуля основного пароперегревателя:
1 - волновод; 2 - мембрана; 3 - шпилька; 4 - гайка; 5 - сферические шайбы; 6 - втулка;
7 - крышка верхней камеры модуля; 8 - заглушка патрубка входа слабоперегретого пара;
9-заглушка патрубка выхода натрия; 10-линзовый компенсатор; 11 — кожух компенсатора
399
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКГРОСТА НЦИИ С РЕАКТОРА МИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
На цилиндрической части корпуса расположена онора, соединяемая
с ответной опорой па корпусе испарителя, а на нижней натриевой камере
корпуса расположен патрубок подвода натрия. Схема включения модулей
показана на рис, 5,48,
Рис. 5.48. Схема соединения модулей парогенератора по третьему контуру
Конструкция трубного пучка основного пароперегревателя анало-
гична модулю испарителя.
400
5. ОБОРУДОВАНИЕ Н СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Модули нромпароперегревателя по материалам и конструкции ана-
логичны модулям основного пароперегревателя. Отличия состоят в гео-
метрических размерах входной и выходной по пару камер, диаметрах па-
трубков подвода-отвода пара и подвода натрия, более тесной набивке
трубного пучка.
Анализ отказов парогенераторной установки
В течение многолетней эксплуатации парогенератора ПГН-200М
были выявлены конструкционные, технологические недостатки, несовер-
шенство некоторых эксплуатационных режимов, а также ряд скрытых де-
фектов металла и сварных соединений.
Все отказы можпо разделить условно на следующие группы:
• отказы арматуры обвязки по третьему контуру ПГ;
• отказы модулей ПГ;
• отказы арматуры Ду 300;
• отказы сильфонной арматуры;
• отказы системы САЗ ПГ.
Для арматуры обвязки ПГ по третьему контуру были характерны
следующие дефекты:
• пропуск по штоку, плавающей крышке;
• пропуск среды в закрытом положении;
• пропуск импульсного и главного предохранительного клапана в закры-
том положении;
• сквозные свищи в корпусах арматуры;
• «продутые» сальники;
• течь по сальнику и др.
Свищи на корпусах арматуры, плавающих крышках неоднократно
приводили к отключениям оборудования (например, в 1984 г. отключение
модуля ОП из-за свища по штоку и плавающей крышки задвижки, распо-
ложенной на выходе из модуля, в 1996 г. - 6 случаев отключения модулей
ПГ из-за свищей и 2 отключения ПГ по этой же причине).
Эрозионный износ затворов и корпусов дренажной арматуры пита-
тельных узлов парогеператоров обнаруживался во время капитальных ре-
монтов. Дефектная арматура заменялась.
Начало эксплуатации энергоблока отмечено отказами оборудования
по третьему контуру ПГ, связанными с недостатками в технологических
схемах и проявлением монтажных и заводских дефектов типа свищей в
сварных швах, недопустимых износов внутрикорпусных устройств об-
ратных клапанов на питательных узлах ПГ. Ремонт производили путем
401
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
замены внутренних частей оборудования и наплавки защитного покры-
тия на изношенные поверхности.
Причиной преждевременного износа обратных клапанов, как пока-
зал анализ, явилась гидравлическая неустойчивость потока питательной
воды в месте установки клапанов, вызывающая колебания их рабочих ор-
ганов с повышенной частотой и амплитудой. В нормах технологического
проекта и предписании завода-изготовителя по установке обратных кла-
панов не было указаний по выбору расстояния от регулирующей армату-
ры или других элементов контура, создающих завихрения потока, до об-
ратного клапана. В 1986 г. вышел эксплуатационный циркуляр, устанав-
ливающий длину прямого участка трубы за регулирующим клапаном не
менее 8-40 внутренних диаметров клапанов (2000-4500 мм). Фактически
обратные клапаны были установлены за регулирующими на расстоянии
700 мм. Кроме того, на расстоянии 1440:1600 мм от регулирующего клапана
имелся переход с 0 325x24 на 0 219x16. В связи с этим в 1993-4994 гг. про-
ведена реконструкция питательных узлов парогенераторов. Были перене-
сены обратные клапаны, расположенные за регулирующими (М424), де-
монтирована быстродействующая арматура (М-308, 309), выведенная из
эксплуатации в связи с низкой надежностью и изменением алгоритма
«большой течи», а также ликвидирован «малый» байпас арматуры М422 в
связи с тем, что он не использовался при регулировании расхода пита-
тельной воды. Вместо арматуры М309 установили вставки, а арматуру
М308 вырезали, трубопроводы заглушили.
Отключения модулей ПГ также происходили из-за трещин в сварных
швах и прогрессирующей течи через сальниковые уплотнения плавающей
крышки обратного клапана. Как оказалось при вскрытии, у обратного
кланана была непроектная набивка. Для недопущения подобных случаев
были введены контроль за плавающей крышкой после каждого останова и
устранение зазоров, образующихся при выгорании набивки.
До начала 1990-х гг. было всего 10 отключений из-за сквозных сви-
щей (все монтажного или заводского характера), с конца 1980-х гг. коли-
чество отключений оборудования по этой причине начало заметно расти.
Эта тенденция была замечена и был предпринят ряд плановых мер по за-
мене тройников, штуцеров, гильз термопар. В 1991 г. полностью заменили
гильзы (08X13) термопар трубопроводов СПП на усиленные из стали
08Х18Н10Т (12Х18Н10Т), работающие при температуре среды более 300 °C.
В 1992-4994 гг. были заменены гильзы термопар других трубопроводов
парогенераторов. Причиной частых выходов из строя явилось несовер-
шенство их конструкции (конструкционный непровар зоны термического
влияния, повышенное механическое напряжение в районе изломов,
402
5 ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
склонность стали 08X13 к отпускной хрупкости при />500 °C при дли-
тельной эксплуатации).
На начальном этапе эксплуатации энергоблока дефектную парово-
дяную арматуру ремонтировали на месте (выборка трещин, шлаковых
включений, пор, дефектов литья корпусов с последующей заваркой). С
начала 1990-х гг. арматуру стали менять целиком (например, в 1993-^2000 гг.
заменили 20 единиц арматуры большого диаметра и почти всю дренажную
арматуру на питательной воде).
В 1987 г. была произведена замена штуцеров импульсных линий
ИПК по результатам обследования штуцеров модулей ОП. Были выявле-
ны свищи в угловых швах приварки, причинами которых явились исполь-
зование непроектных штуцеров, нарушение технологии сборки и приме-
нение обрезных кругов при зачистке металла под контроль. В 1989 г. была
продолжена работа по замене штуцеров импульсных линий ПК ПГ, а так-
же замене штуцеров дренажей трубопроводов острого пара.
В 1987-4988 гг. были выполнены монтаж переходников на дренажах
нижних паровых камер основных пароперегревателей для повышения
надежности ПГ и изменение врезок дренажей трубопроводов выхлопов
ПК и сбросных устройств с целью исключения запаривания электротех-
нических помещений через трапы (промливневой канализации).
В 1991 г. произведена замена участков дренажей ГПП в пределах
обвязки модулей ПП, необходимость которой была вызвана стояночной
коррозией металла дренажей в нижних участках с необогреваемыми тупи-
ковыми зонами.
За весь период эксплуатации в модулях парогенераторов ПГН-200М
было 12 случаев межконтурной течи, последний из них - в 1991 г.
(см. табл. 5.14). Только в одном случае блок останавливался, так как перед
течью работал на двух петлях. Первые 6 течей произошли в 1980-4981 гг.
(3 модуля ОП и 3 модуля ПП). Наработка модулей составляла от 950 до
1640 ч эксплуатации.
Причинами течи на первых модулях были в основном трещины в ме-
талле трубной доски (рис. 5.49), сквозные дефекты теплообменных тру-
бок, раковины на внутренних поверхностях теплообменных трубок на
глубину 20-30 мм от нижней трубной доски (НТД), растрескивание НТД
н ннжней паровой камеры (НПК), трещины по сварному шву заделки труб
в трубной доске, трещины на тепловом экране. Дефектные модули были
демонтированы, разрезаны ВТД и НТД, трубчатка, корпус и отправлены
на завод-изготовитель для исследований. Один модуль ОП пытались от-
ремонтировать на месте глушением теплообменных трубок, но послере-
монтные сдаточные испытания выявили новые течи.
403
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ СРЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ HEtTTPOHAX С НАТРНЕВЫМТЕЛ ПОНОСИТЕЛЕМ
Рнс. 5.49 Растрескивание трубной доски
404
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Таблица 5.14
Характеристики межконтурных неплотностей модулей парогенератора
ПГН-200М
№ п/п Дата Модуль Количество воды, по- павшей во второй контур, кг Количество натрия, по- павшего в третий контур, кг Характер дефекта
1 24.06.80 ПП 40 2500 Сквозной дефект (10 ТОТ) Трещина в нижней части ВТД Трещина в тепловом экране
2 04.07.80 ОП 17,87 Трещина в сварном шве ТОТ 4 трещины в верхней ча- сти ВТД вокруг ТОТ
3 24.08.80 ПП 7 Сквозной дефект (9 ТОТ) 2 ТОТ имеют кольцевые разрушения изнутри на глубине 95 мм от ВТД
4 08.09.80 ОП 0,18 Сквозной дефект 4 ТОТ Трещина по сварному шву заделки ТОТ
5 20.10.80 ОП 0,78 - Трещина в металле ВТД
6 09.06.81 ПП 40 600 Сквозной дефект 3 ТОТ на расстоянии 1435 мм от нтд
7 19.01.82 ОП 20,3 200 Сквозной дефект 7 ТОТ
8 22.08.83 ОП 2,77 - Трещина в металле ВТД
9 06.11.84 им 1,8 - Демонтаж 2 ТОТ, варка заглушек в ВТД и НТД
10 10.11.84 ПП 0,75 - Глушение 7 ТОТ
11 24.02.85 ОП 0,73 - Разветвленные трещины в металле трубной доски и узлах заделки 3 ТОТ
405
атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
Не считая восьми модулей, вышедших из строя, в 1980-1983 гг. бы-
ли вскрыты и осмотрены четыре модуля испарителя, три ПП и два ОП, а
также внутренняя поверхность всех модулей ОП (тарельчатые прокладки
были заменены на мембранное заварное уплотнение в качестве модерни-
зации). В конце 1984 г. появились признаки межконтурной течи секции
5АЗ, БЗ и в начале 1985 г. были выявлены дефектные модули испарителя
(заглушены две трубки, демонтированы) и промпароперегревателя (вы-
сверлены места заделанных 7 теплообменных трубок, заглушены без де-
монтажа).
Согласно проекту ресурс ПГ равен 200 тыс. ч, при этом ресурс мо-
дулей-испарителей в связи с неопределенностью протекания коррозион-
ных процессов в теплообменных трубах первоначально был установлен 50
тыс. ч. В течение эксплуатации ресурс модулей испарителей на основании
результатов проводимых исследований периодически продлевался и со-
гласно последнему решению был установлен 125 тыс. ч.
На основании исследований модулей испарителей в 1989 г. были
приняты решения, направленные на повышение надежности ПГ:
• Изменена конструкция трубного пучка с целью исключения образо-
вания трещин на кожухах и защемлений трубного пучка.
• Введены «горячие» вакуумные испытания сварного шва «труба -
трубная доска».
• Ужесточены требования к качеству исходных материалов и полу-
фабрикатов (подтверждение температуры критического охрупчивания по-
ковок и листового металла толщиной больше 50 мм, стилоскопирование
деталей перед сборкой, УЗК всех деталей, работающих под давлением, ва-
куумно-дуговая переплавка стали для трубных досок и теплообменных
трубок).
• Введен контроль кривизны теплообменных труб.
• Проведена корректировка инструкций по вальцовке труб в трубных
досках.
• Исключено попадание влаги в модули ОП.
В период с 1994 по 1997 гг. была проведена плановая замена первого
комплекта модулей испарителей. Последний модуль первого комплекта
был заменен в 2003 г. Его наработка составила ~ 107 тыс. ч. Таким обра-
зом, ресурс испарителей был продлен более чем в 2 раза, что привело к
значительной экономии средств, материалов и трудозатрат. За это время
накоплен большой опыт по замене модулей, отработано качество изготов-
ления модулей (в том числе и для БН-800). В ходе эксплуатации
ПГН-200М надежно подтверждено отсутствие эрозионного износа тепло-
передающих трубок во всех модулях. Отложения в ПГН-200М эффектив-
но удаляются при химпромывке. Расчетами, проведенными в 2005 г., по-
406
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
казана возможность дополнительного продления ресурса модулей-
испарителей, что должно быть подтверждено освидетельствованием со-
стояния теплообменных труб нового комплекта модулей испарителей с
определением скорости сплошной и язвенной коррозии для модулей с
максимальной наработкой.
В ПГН-200М не исключена возможность протечки Na по стороне
третьего контура модуля с нарушением межконтурной плотности. На бло-
ке №3 БАЭС накоплен опыт ремонта модулей ПГ с нарушением межкон-
турной плотности, в том числе по стороне третьего контура. Благодаря
применению в модулях ПГН-200М прямых вертикальных теплопередаю-
щих трубок не возникало проблем с очисткой внутренних поверхностей
этих трубок от натрия и его соединений.
При работе блока на энергетическом уровне мощности на каждом
ПГ должны находиться в работе все восемь секций. Как показал опыт экс-
плуатации блока №3, вывод в ремонт от 1 до 3 (из 8) секций ПГН-200М не
препятствует продолжению эксплуатации этого ПГ и соответствующей
петли блока. Работа ПГ с тремя отключенными секциями только со сторо-
ны «А» или только со стороны «Б» не допускается.
Основные работы по модернизации, проведенные на модулях ОП и
ПП ПГН-200М в 1981-1982 гг., заключались в замене тарельчатых про-
кладок в нижних и верхних паровых камерах на заварные мембранные
уплотнения в связи с их низкой функциональной надежностью и тепловых
вставок во всех теплообменных трубках на модернизированные.
Из отказов сдувочных трубопроводов можно отметить течь натрия
по сварному шву волновода модуля испарителя в 1984 г. Суть дефекта за-
ключалась в том, что проектные заглушки не позволяли использовать не-
обходимые методы контроля сварных швов (УЗК, просвечивание) из-за
наличия вытеснителя. По техническому решению была произведена заме-
на проектных заглушек штуцеров волноводов модулей испарителей, ос-
новных и промежуточных пароперегревателей ПГ на колпачковые за-
глушки.
По техническому решению 2003 г. произведено глушение теплооб-
менной трубы модуля ПП из-за раковин внутри, обнаруженных при про-
ведении эксплуатационного контроля металла.
В 2003 г. был обнаружен эрозионный износ теплообменных труб
нижней трубной доски модуля испарителя. Для предотвращения эрозион-
ного износа на торцах теплообменных труб была произведена замена 20
дросселей на удлиненные.
Для модулей парогенератора ПГН-200М (испарителя, пароперегре-
вателя и промпароперегревателя) капитальный ремонт не предусмотрен.
Другие категории ремонта производятся при необходимости. Внешний
407
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
осмотр производят 3 раза в смену. Техническое освидетельствование
включает в себя пневмоиспытания (ПИ) по второму контуру в составе
циркуляционных петель и гидроиспытания (ГИ) по третьему контуру
(1 раз в 4 года). Внутренний осмотр по стороне третьего контура, а также
наружный осмотр модулей производятся в объеме, определенном ин-
струкцией по эксплуатации при эксплуатационном контроле металла, при
проведении ремонтных и монтажных работ и работ, связанных со вскры-
тием пароводяных камер, но не реже чем через 45 тыс. ч. Наружный
осмотр при рабочем давлении без снятия тепловой изоляции производят
не реже 1 раза в год.
Эксплуатационный контроль металла в составе секции с наибольшей
наработкой выполняют при проведении ремонтных и монтажных работ и
работ, связанных со вскрытием пароводяных камер, по не реже чем через
45 тыс. ч.
Натриевые задвижки Ду 300. Все секции парогенератора имеют за-
порную арматуру и могут быть отключены. На трубопроводах подвода
теплоносителя к модулям основного и промежуточного пароперегревате-
лей, а также на отводе теплоносителя из испарительного модуля ПГ уста-
новлены задвижки Ду 300, Ру 25. Задвижки предназначены для отключе-
ния в случае необходимости секций парогенератора. На парогенератор
установлено 24 задвижки Ду 300,
В результате первой ревизии натриевых задвижек Ду 300 в 1982 г.
были выявлены протечки натрия через «усиковый» шов, задиры штоков
(при извлечении), трещины на стеллитовых втулках.
В процессе ремонта были заменены стеллитовые втулки, штоки,
крышки, на 9 задвижках Ду 300 установлены новые приводы (из-за повы-
шенной мощности электродвигателя привода, создающего чрезмерное уси-
лие на корпус задвижки), протянули шпильки усилием 35 кг м. На всех раз-
бираемых задвижках установили по 5 удлиненных шпилек с контргайками с
обеих сторон.
В 1983 г. было отмечено, что неудовлетворительные результаты экс-
плуатации задвижек Ду 300 являются следствием конструкционной недо-
работки проекта, а продолжающиеся отказы (пропуск натрия) могут при-
вести к отключению ПГ в тех случаях, когда приходилось отключать сек-
ции ПГ по различным причинам. Из-за пропуска Ду 300 проводили замо-
раживание натрия циркулирующим сжатым воздухом и водой с помощью
специально созданных для этого теплообменников, размещенных вокруг
натриевых трубопроводов.
В начале 1984 г. при ремонте блока было выявлено массовое рас-
трескивание шпилек. Предположительно одной из причин выхода из строя
шпилек могли служить коррозия под напряжением в связи с имевшимися
408 ~
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
ранее случаями выхода натрия из разъемов фланцевого соединения (до за-
варки «усов») и возможность попадания его на шпильки.
Проведенный микроструктурный анализ подтвердил это предполо-
жение. Разрушению способствовало также значительное напряжение из-
гиба в шпильках из-за несоосности отверстий в корпусе и крышке (до
1,5 мм).
Было решено заменить шпильки на Ду 300 на шпильки, изготовлен-
ные опытным заводом. Для этого произвели рассверловку резьбовых от-
верстий фланца до диаметра 25,5 мм. В технологический процесс включи-
ли требование соблюдения соосности отверстий в корпусе и крышке
(шпилька должна свободно проходить через 2 отверстия). Момент затяж-
ки шпилек установили 34±2 кг‘м.
Для выявления причины растрескивания материала шпилек Ду 300
был проведен комплекс исследований. Визуальным осмотром было уста-
новлено, что шпильки в местах разрушения не имели заметной пластиче-
ской деформации, т. е. наблюдалось хрупкое разрушение. На поверхности
шпилек имелся налет, который идентифицировался как щелочь. Металло-
графический анализ с целью определения неметаллических включений, а
также оценки характера разрушения показали, что металл имеет высокую
чистоту по оксидам, силикатам, сульфидам и определенную загрязнен-
ность карбонитридами титана, которые располагаются в металле равно-
мерно, вытянутости в направлении проката не наблюдается. В местах раз-
рушения шпилек трещины в металле располагаются по границам зерен,
зарождение трещин происходит от растравленной щелочью поверхности
металла.
Металл шпилек, эксплуатирующихся при температуре меньшей или
равной 450°С, имеет межзеренное хрупкое разрушение, которое объясня-
лось совместным воздействием щелочи и высоким напряжением, имев-
шимся на шпильках. Попадание щелочи на шпильки возможно как в рабо-
чих условиях, так и во время ремонта. Неметаллические включения ис-
следуемого металла не могли являться причиной хрупкого разрушения
металла шпилек.
Была подтверждена целесообразность замены вкладышей на состав-
ные для обеспечения работоспособности клиньев на основе результатов
проведенной работы по модернизации клиньев задвижек Ду 300.
На основании испытаний были сделаны выводы, что использование
конструкции регулируемого вкладыша позволяет индивидуально для каж-
дой задвижки собрать клин с наиболее оптимальными размерами по поса-
дочному месту корпуса задвижки. Замена материала валика со стали
1Х18Н9 на сталь ХН35ВТ дала положительные результаты во всех случаях.
409
атомные электростанции с реакторами иа быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
Задвижки Ду 300 ремонтопригодны, заменяемы. Капитальный ре-
монт задвижек производится при выявлении неисправностей, средний -
один раз в 3 года, текущий - два раза в 3 года.
Внешний осмотр - три раза в смену, техническое освидетельствова-
ние пневмоиспытаниями - один раз в 4 года в составе петель. Наружный
осмотр со снятием теплоизоляции производится при среднем и капиталь-
ном ремонтах, периодическом эксплуатационном контроле металла, но не
реже чем через 50 тыс. ч. Эксплуатационный контроль металла корпусов
задвижек проводится при ремонтных и монтажных работах, но не реже
чем через 50 тыс. ч.
К наиболее характерным повреждениям и недостаткам, выявленным
за предшествующий период эксплуатации, относится деформация валика
клина.
Система ТОиР позволяет поддерживать техническое состояние за-
движек в соответствии с проектными характеристиками и требованиями
заводской документации.
Сильфонная арматура. Отказы сильфонной арматуры на блоке №3
БАЭС начались с 1984 г. после выработки гарантийного срока (максимум
36 месяцев). Отказы проявились в виде пропуска среды в закрытом поло-
жении, протечек натрия по «усиковому» шву, заклинивания, тугого хода.
Арматуру, которая пропускала, заменяли. Вырезанная из контура
арматура, отмытая от остатков натрия, отправлялась в ЦКБА для опреде-
ления причин пропуска. Анализ состояния арматуры с наработкой при-
мерно 39 тыс. ч на БАЭС выявил дефекты в виде местного самосварива-
ния уплотнения «седло-клапан», потертостей в месте движения пера по-
движной части вентиля, не вывернулись несколько шпилек из корпусов
вентилей.
За время эксплуатации блока в 1986-1991 гг. было 5 случаев разгер-
метизации «усикового» шва вентиля из-за его вспучивания. Такие дефек-
ты исправляли на месте новой заваркой «усикового» шва.
В 1988 г. была установлена коническая металлическая прокладка в
узел уплотнения сильфонного вентиля на аргоне в качестве модернизации.
На протяжении 1989 г. такие же прокладки из стали 12Х18Н10Т
(08Х18Н10Т) были установлены еще в 5 вентилей.
Техническими условиями (ТУ 26-07-060-72, ТУ 26-07-059-72) на из-
готовление и поставку сильфонной арматуры, эксплуатируемой в натрие-
вых контурах БН-600, средний срок службы установлен не менее 10 лет.
В 1989-1991 гг. с целью продления ресурса арматуры были проведены
значительный комплекс работ, включая исследования основного металла,
сварных швов и наплавок арматуры, вырезанной по разным причинам нз
контуров БН-600, ревизия и определение остаточного ресурса сильфонных
410
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
узлов, поверочный расчет арматуры, работающей в наиболее тяжелых усло-
виях. В результате указанных работ были получены оптимистические ре-
зультаты, позволяющие продлить срок службы сильфонной арматуры
до 20 лет.
Баки буферные натриевые (ББН) - ремонтопригодны, капитальным
ремонтам не подвергались. Остальные категории ремонта производились
при необходимости.
Внешний осмотр производится 3 раза в смену, техническое освиде-
тельствование - 1 раз в 4 года в составе циркуляционных петель, замена
мембран УПМ - по графику.
В качестве эксплуатационного контроля металла производят визу-
альный осмотр при ремонте и демонтаже элементов оборудования. Места
пересечения продольных и кольцевых сварных соединений корпуса кон-
тролируют через каждые 30 тыс.ч визуальным и капиллярным методами
контроля.
Наиболее характерными повреждениями и недостатками, выявлен-
ными за предшествующий период эксплуатации, являются замены МРУ
по причине ложного срабатывания мембран. Техническое состояние баков
соответствует проектным характеристикам.
Система ТОиР позволяет поддерживать техническое состояние баков в
соответствии с проектными характеристиками и требованиями заводской
документации.
Натриевые трубопроводы 0 820x13 мм, 0 630x13 мм 0 325x12 мм,
0245хЦ мм, 0 219x10 мм капитальному ремонту не подвергались. Ре-
монты других категорий трубопровода производятся при необходимости.
Внешний осмотр трубопроводов производится 3 раза в смену, техническое
освидетельствование (пневматические испытания) в составе циркуляци-
онных петель - 1 раз в 4 года.
Наружный осмотр производится в доступных местах не реже чем
через 45 тыс. ч, в наиболее напряженных местах, определенных расчетами
при периодическом эксплуатационном контроле металла, а также визу-
альный контроль металла производится при ремонте и демонтаже элемен-
тов оборудования. Наружный осмотр производится при рабочем давлении
без снятия тепловой изоляции не реже 1 раза в год.
Эксплуатационный контроль металла производится не реже чем че-
рез 45 тыс. ч в наиболее напряженных местах, определенных расчетами, а
также при ремонтных и монтажных работах.
Характерных повреждений и недостатков за предшествующий пери-
од эксплуатации выявлено не было. Трубопроводы ремонтопригодны, за-
меняемы.
411
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Система ТОиР позволяет поддерживать техническое состояние тру-
бопроводов в соответствии с проектными характеристиками и требовани-
ями заводской документации.
При продлении срока эксплуатации энергоблока с реактором БП-600
на дополнительные 15 лет проведена замена модулей ПГН-200М.
Замена модулей парогенератора ПГН-200М
Модули ПГН-200М (испарительный, пароперегревательный, пром-
пароперегревательный в количестве 72 шт.) относятся к невосстанавлнва-
емым элементам, ресурс которых не может быть восстановлен в рамках
существующей системы ТОиР. Назначенный ресурс модулей испарителей
установлен 125 тыс. ч, пароперегревателей (основного и промежуточного)
- 200 тыс. ч. После установленной наработки требуется замена модулей.
5.4.6. Парогенераторная установка Н-272
Парогенератор Н-272 - прямоточный, высокого давления, секцион-
ный, модульный. В трехпетлевой компоновке реакторной установки паро-
генератор для каждой петли состоит из 10 секций, буферной емкости и
трубопроводов обвязки по второму и третьему контурам, каждая секция
включает в себя два модуля3: испарителя и пароперегревателя
(см. рис. 5.50). Парогенератор предназначен для выработки перегретого
пара высокого давления за счет тепла жидкометалличеекого (натриевого)
теплоносителя второго контура РУ с реактором БН-800 в энергетических
режимах работы установки. Во всех проектных режимах РУ, в которых
обеспечивается подача питательной воды, парогенератор используется для
расхолаживания реактора.
Рабочие среды:
1) теплоноситель (второй контур) - натрий;
2) рабочее тело (третий контур) - вода (пар);
3) среда газовых полостей ПГ по второму контуру - аргон;
4) среда для консервации полостей ПГ по третьему контуру - азот.
3 Каждый модуль представляет собой вертикальный кожухотрубный теплообменник с прямыми трубами.
412
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ ЛЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Вход
01020
1 - нодуль испарителя
2 — модуль пароперегревателя
Рис. 5.50. Секция парогенератора Н-272
Парогенератор отсекается по второму контуру при возникновении
межконтурной течи воды (пара) в натрий по формированию системой ав-
томатической защиты парогенератора сигнала на отключение парогенера-
тора (петли).
Компенсация температурного расширения теплоносителя второго
контура при разогреве обеспечивается за счет изменения до рабочего
уровня натрия в баке буферном натриевом.
Область применения парогенераторов Н-272 ограничивается исполь-
зованием для энергоблоков с реакторами БН-800 при обеспечении систе-
мами АЭС технических требований к качеству и параметрам рабочих сред
и условий регулирования параметров при сроке службы парогенератора
40 лет и ресурсе работы модулей ПГ 150000 ч.
При эксплуатации парогенератор обеспечивает:
• работу в установившемся режиме на любом уровне мощности реак-
торной установки в пределах от 25 до 100 % Аном;
413
а томные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
• переход РУ с одного уровня мощности на другой в пределах от 25 до
100%УНОМ;
• пуск при «холодном» и «горячем» состоянии турбины и останов;
• переходные режимы при срабатывании аварийной и предупреди-
тельной защиты РУ.
Мощность парогенератора должна быть снижена до 95 % Уном при
отключении одной секции и до 89 % Уио„ при отключении двух секций
(отключаемые секции должны находиться в разных половинах парогене-
ратора) при номинальном числе оборотов ГЦН-2.
В табл. 5.15 приведена техническая характеристика парогенератора
Н-272 в режиме работы на номинальной мощности, а в табл. 5.16 - геомет-
рические и теплогидравлические характеристики теплообменных модулей
парогенератора Н-272.
Таблица 5.15
Техническая характеристика парогенератора Н-272 в режиме работы
на номинальной мощности
Наименование показателя Значение
Мощность тепловая ПГ, МВт, не менее 700
Паропроизводительность, кг/с 292+5
Температура острого пара на выходе из ПГ, °C, не менее 490
Давление острого пара на выходе из ПГ (абсолютное), МПа 13,7+0,3
Температура питательной воды, °C: - при отключенном ПВД; - при включенном ПВД 190+5 210 ±5
Расход теплоносителя второго контура через ПГ, кг/с 2800+50
Температура теплоносителя второго контура, °C: - на входе в ПГ; - на выходе из ПГ 505+5 309+5
Допустимые гидравлические потери в пределах ПГ, МПа, не более: - по тракту теплоносителя - по тракту питательной воды и острого пара 0,34 1,96
Назначенный срок службы ПГ, лет 40
Назначенный ресурс ПГ, ч 300000
Назначенный ресурс модулей ПГ, ч 150000
414
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Таблица 5.16
Геометрические и теплогидравлические характеристики
теплообменных модулей парогенератора Н-272
Наименование характеристики Значение
испаритель пароперегреватель
Диаметр (наружный) теплообменных труб, мм 16 16
Толщина стенки теплообменных труб, мм 2,5 3,0
Длина (обогреваемая) теплообменных труб, мм 15000 13600
Шаг теплообменных труб в пучке но треугольной разбивке, мм 28 33
Число теплообменных труб в пучке, шт. 349 239
Площадь проходного сечения, м2: - по тракту теплоносителя; - по тракту воды (пара) 0,187 0,0332 0,197 0,0188
Средняя скорость движения среды в межтрубном пространстве, м/с 1,74 1,70
Массовая скорость воды (пара), кг/(м/с) 880 1550
Величина максимального теплового потока, МВт/м 0,67 0,30
Объем натрия в отсекаемой части секции, м3 8,5
Объем натрия в границах ПГ (ББН заполнен по нижнему уровню), м3 152,5
Объем, занимаемый натрием в ББН в «хо- лодном» состоянии (/ = 250 °C), м3 33
Объем, занимаемый натрием в ББН в «го- рячем» состоянии (/ = 309 °C), м3 55
Объем, занимаемый газом в ББН в «холод- ном» состоянии (/ = 250 °C), м3 36,5
Объем, занимаемый газом в ББН в «горячем» состоянии (Г = 309 °C), м3 14,5
415
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТА НЦИИ С РЕА ЕГОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Испарительный модуль парогенератора Н-272
Модуль испарителя (см. рис. 5.51) представляет собой вертикальный
теплообменник с прямыми трубами и состоит из следующих основных кон-
структивных элементов:
• входной и выходной камер воды-пара;
• корпуса.
Входная и выходная камеры воды-пара предназначены для подвода
питательной воды и отвода слабо перегретого пара соответственно, Кон-
етруктивно камеры выполнены одинаково, каждая из одной поковки, н со-
стоят из плоской трубной доски, цилиндрической обечайки и фланца. Каме-
ры уплотняются плоскими крышками с помощью тарельчатой прокладки
(нижняя камера) и приварной диафрагмы (верхняя камера), а также 24 шпи-
лек и гаек М68 х 68 (на каждую крышку), 48 сферических шайб и 24 втулок.
Шпилечные гнезда нижних камер модуля снабжены отверстиями диаметром
6 мм, обеспечивающими возможность подачи в резьбовую часть гнезд сма-
зочных материалов.
На боковой поверхности водяной (паровой) камеры расположены па-
трубки Ду 100 подвода (отвода) воды (пара), патрубки дренажа теплоноси-
теля из межтрубной полости (нижняя камера) и сдувки газа (верхняя камера)
Ду 40. Камера подвода питательной воды снабжена штуцерами дренажа
Ду 20.
Корпус состоит из: камер подвода и отвода теплоносителя, сильфонно-
го компенсатора температурных удлинений, корпусной трубы.
На входной по натрию камере расположены патрубки подвода (пере-
лива) натрия Ду 400, сброса продуктов взаимодействия Ду 150. На выходной
по натрию камере расположен патрубок отвода натрия Ду 300 и штуцер
дренажа Ду 40.
416
J. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АХ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Рис, 5,51. Иснарительный модуль парогенератора Н-272:
1 - шпилька; 2 - камера паровая; 3 - выход пара; 4 - доска трубная; 5 - вход натрия;
6 - корпус; 7 - камера инжияя; 8 - доска трубная; 9 - вход питательной воды; 10 - дренаж
питательной воды; 11 - крышка; 12-диафрагма; 13 - сдувка газа; 14 - сброс продуктов вза-
имодействия; 15-камера верхняя; 16- компенсатор; 17-кожух; 18 - пучок трубный;
19 - решетка; 20 - выход натрия; 21 - дренаж натрия; 22 - камера водная; 23 - прокладка
тарельчатая; 24 - крышка; 25 - шпилька
417
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Корнус и патрубки корпуса модулей со стороны второго контура
снабжены тепловой защитой из листа толщиной от 6 до 8 мм. Трубные дос-
ки модуля со стороны теплоносителя также снабжены тепловой защитой.
Компенсатор сильфонный состоит из восьми гофр, каждая из которых
состоит из двух полулинз. С наружной стороны компенсатора установлен
съемный кожух, позволяющий проводить осмотр гофр компенсатора;
Трубный пучок состоит из 349 труб 16x2,5 мм, расположенных по тре-
угольнику с шагом разбивки 28 мм. Длина труб 15 500 мм (обогреваемая
длина 15 000 мм). Трубы завальцованы в трубных досках на всю глубину и
обварены по торцу. Трубки дистанционируются в круглых отверстиях ди-
станционирующих решеток. На входе воды в теплообменные трубы уста-
новлены дроссельные устройства, обеспечивающие устойчивую работу ис-
парителя в пусковых и парогенерирующих режимах на частичных уровнях
мощности. На выходе из труб на всю глубину трубной доски установлена
тепловая защита из труб диаметром 10,5 мм, толщиной 0,4 мм.
Движение сред в модуле - противоточное. Теплоноситель (натрий)
движется в межтрубном пространстве сверху вниз, вода по теплообменным
трубам - снизу вверх.
Иароперегревателъный модуль парогенератора Н-272
Модуль пароперегревателя (см. рис. 5.52) конструктивно выполнен
аналогично модулю испарителя и отличается от него меньшей длиной,
меньшим числом теплообменных труб и большей толщиной теплообменных
труб.
Трубный пучок состоит из 239 труб 16x3,0 мм. Длина теплообменных
труб 14 030 мм (обогреваемая длина 13 600 мм). Разбивка пучка трубного
выполнена по треугольнику с шагом 33 мм. На боковой поверхности паро-
вых камер расположены патрубки Ду 100 подвода (отвода) пара, патрубки
дренажа теплоносителя из межтрубной полости (нижняя камера) и сдувки
газа (верхняя камера) Ду 40. В теплообменные трубы входной по пару каме-
ры на всю толщипу трубной доски установлена тепловая защита из труб
диаметром 9,5 мм толщиной 0,4 мм. Паровые камеры уплотняются плоски-
ми крышками с номощью диафрагм и 24 шпилек и гаек. Причем нижняя па-
ровая камера оснащена шпильками М80х68, а верхняя паровая камера
шпильками М68х68.
На верхней паровой камере расположен патрубок Ду 100 подвода пара,
на нижней паровой камере - патрубок Ду 175 отвода пара, на верхней
натриевой камере - патрубок выхода (перелива) теплоносителя Ду 400, на
нижней натриевой камере - патрубок подвода теплоносителя Ду 300 и дре-
нажа Ду 40.
418
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ ГЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Рис. 5.52. Модуль пароперегревателя парогенератора Н-272:
1 - шпилька; 2 - камера верхняя наровая: 3 - вход пара; 4 - доска трубиая; 5 - камера верхняя;
6 - корпус; 7 - камера нижняя; 8 - доска трубная; 9 - выход перегретого пара; 10 - камера
нижняя паровая; 11 - крышка; 12 - диафрагма; 13 - сдунка газа; 14 - выход натрия;
15 - компенсатор; 16-кожух; 17-пучок трубный; 18-решетка; 19 - вход натрия; 20-дренаж
натрия; 21 - диафрагма; 22-крышка; 23-шпилька
Движение сред противоточное. Теплоноситель (натрий) движется в
межтрубном пространстве снизу вверх, а пар - сверху вниз.
Сброс продуктов взаимодействия в случае разуплотнения теплообмен-
ной поверхности пароперегревателя осуществляется через патрубок отвода
419
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРА МИ ИА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
теплоносителя Ду 400 и далее через патрубок сброса продуктов взаимодей-
ствия испарителя Ду 150.
Крепление модулей пароперегревателя и испарителя в боксе парогене-
ратора осуществляется тремя опорами.
Верхние опоры в районе переливных патрубков на отметке предназна-
чены для восприятия весовой нагрузки, усилий от трубопроводов, связанных
с тепловым расширением трубопроводов и оборудования, а также усилий от
динамических воздействий.
Промежуточная опора соединяет между собой модули испарителя и
пароперегревателя, не препятствуя их взаимному перемещению в верти-
кальной плоскости.
Нижние опоры предназначены для восприятия горизонтальных нагру-
зок, не препятствуя перемещению модулей в вертикальном направлении.
Бак буферный натриевый
Бак буферный натриевый (см. рис. 5.53, 5.54), входящий в состав паро-
генератора, является элементом второго контура и в режимах нормальной
эксплуатации предназначен для компенсации температурного расширения
натрия при его разогреве в режиме пуска петли, а также для приема и пер-
вичной сепарации продуктов взаимодействия воды (пара) с натрием при
разуплотнении теплообменной поверхности парогенератора и последующе-
го сброса этих продуктов в сосуд аварийного сброса первой ступени при
разрыве устройства предохранительного мембранного при повышении дав-
ления газа.
ББН представляет собой цилиндрический горизонтальный сосуд с эл-
липтическими днищами. На нижней образующей корпуса расположен па-
трубок отвода натрия Ду 800, на боковых образующих - 10 патрубков
Ду 300 - подвода натрия от секций парогенератора.
Внутрикорпусные устройства ББН состоят из теплового экрана, защи-
щающего корпус ББН при резком изменепии температуры натрия, и коллек-
тора теплоносителя, предотвращающего образование воронок и захват газа в
отводящий трубопровод.
На ББН расположены следующие патрубки и штуцеры:
• подвода теплоносителя от секций ПГ, Ду 300 (10 шт.), на боковых обра-
зующих корпуса;
• отвода теплоносителя, Ду 800 (1 шт.), на нижней образующей корпуса;
• подсоединения трубопроводов сдувок из модулей ПГ, Ду 40 (20 шт.);
• подвода протечек насоса второго контура, Ду 250 (1 шт.);
• подвода ипертпого газа, Ду 80 (1 шт.);
• сброса продуктов взаимодействия (под УПМ), Ду 200 (2 шт.), на верхней
образующей корпуса;
__
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
• установки датчиков давления, Ду 10 (4 шт.);
• установки электрохимического датчика водорода в газе (ЭХДВ-Г), Ду 40
(1 шт.)
• уровнемера, Ду 65 (3 шт.).
Для возможности проведения осмотра и, при необходимости, очистки
и ремонта в конструкции ББН предусмотрен круглый люк-лаз Ду 450 с гер-
метизирующим усиковым швом.
Креплепие ББН осуществляется с помощью двух опор: подвижной и
неподвижной. Неподвижная опора устанавливается на катках, допускающих
поворот вокруг оси катков. Закрепление опоры от перемещений в горизон-
тальной плоскости обеспечивается приварными упорами, закрепленными на
закладных деталях бетонных «подставок» ББН.
Подвижная опора устанавливается на катках, обеспечивающих воз-
можность удлинения корпуса при разогреве ББН.
Конструкция опор обеспечивает предотвращение перемещений бака
буферного натриевого в поперечном и вертикальном направлениях при
внешних динамических воздействиях (до MP3 включительно).
Рис. 5.53. Бак буферный патриевый:
1 - опора неподвижная; 2 - опора подвижная; 3 - патрубок подвода протечек пасоса
421
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рис. 5.54. Бак буферный натриевый. Разрез А-А: 1 - патрубок входа теплоносителя
Компоновка парогенератора в боксе
При компоновке парогенератора учитывались следующие основные
положения:
• обеспечение равномерной раздачи рабочих сред;
• максимальное разделение пароводяных и натриевых коммуникаций;
• обеспечение возможности обслуживания натриевой и пароводяной ар-
матуры при работающем парогенераторе;
• обеспечение возможности отключения и консервации дефектной сек-
ции за минимальное время и предотвращение попадания значительного ко-
личества продуктов взаимодействия в оборудование, остающееся в работе,
как по второму, так и по третьему контуру;
• обеспечение минимального времени дренирования рабочих сред из от-
дельной секции и парогенератора в целом;
• обеспечение минимального количества воздушников и дренажных
трубопроводов по второму и третьему контурам и соответствующей армату-
ры;
• обеспечение возможности осмотра, ремонта или замены оборудования
парогенератора;
• обеспечение условий естественной циркуляции теплоносителя по вто-
рому контуру.
Все оборудование, входящее в состав парогенератора, размещено в не-
скольких помещениях (бокс с модулями, ББН и трубопроводами второго
422
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
контура, помещения для оборудования и трубопроводов третьего контура).
В боксе оборудования второго контура предусмотрены следующие меры
безопасности;
• в случае разгерметизации оборудования и трубопроводов производит-
ся слив натрия с пола, имеющего защиту и уклоны, в специальную емкость
приемки натрия с полов;
• защитные кожухи на трубопроводах третьего контура, расположенных
в пределах бокса оборудования второго контура, исключают прямое воздей-
ствие струи воды (пара) на оборудование с натрием при разуплотнении па-
роводяных коммуникаций;
• исключена возможность попадания воды в бокс оборудования второго
контура через проходки трубопроводов, перекрытия и пр.;
• возникновение пожара (возгорание натрия) фиксируется с помощью
установленных в боксе датчиков пожарной сигнализации;
• бокс парогенератора оснащен дистанционно управляемыми средства-
ми пожаротушения.
Теплообменные модули, объединенные в десять секций по два модуля
(испаритель и пароперегреватель), коллектор раздающий, бак буферный
натриевый, отсечная, регулирующая, специальная натриевая арматура, ар-
матура дренажей и сдувок газа, трубопроводы второго контура, часть трубо-
проводов третьего контура, оснащенные кожухами, а также трубопроводы
системы автоматической защиты размещены в боксе парогенератора разме-
ром 24 000 х 18 000 х24000 мм. Теплообменные модули размещены в два
ряда по пять секций в каждом. Крепление модулей испарителя и паропере-
гревателя осуществляется с помощью трех опор: верхней - в районе пере-
ливных патрубков модулей на отметке +32,845 м, промежуточной - на от-
метке +24,200 м и нижней - на отметке +16,650 м.
Верхняя опора (см. рис. 5.55, а) предназначена для восприятия весовой
нагрузки, усилий от трубопроводов, связанных с тепловым расширением
трубопроводов и оборудования, а также пагрузок от динамических воздей-
ствий.
Промежуточная опора соединяет между собой модули испарителя и
пароперегревателя, не препятствуя их взаимному перемещению в верти-
кальной плоскости.
Нижняя опора (см. рис. 5.55, б) предназначена для восприятия гори-
зонтальных нагрузок, не препятствуя перемещению модулей в вертикальном
направлении.
423
А ТОМНЫЕ ЗЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ ИА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рис. 5.55. Верхняя — а и пижняя — б опоры модулей парогенератора Н-272
Бак буферный натриевый размещен в центре парогенераторного бокса.
Ось ББН находится на отметке +35,9. Весовые и компенсационные нагрузки
от ББН и трубопроводов через промежуточные балки передаются на несу-
щие балки бокса. ББН расположен в отдельном помещении, выгороженном
в боксе парогенератора с помощью панелей (перегородок).
424
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Ниже бака буферного натриевого размещен коллектор раздающий. Ось
коллектора расположена на отметке +29,55.
Размещение парогенератора показано па рис. 5.56.
4-40,650
+36,630
f—г
+32.275
+28ДЙ0_
f
+23,450
t
+21.15Д,-
I
+ 16,650
fZZT
Рис. 5.56. Общий вид парогенератораН-272;
1 - металлоконструкции опорные; 2 - ББН; 3 - пароперегреватель; 4 - трубопроводы острого
н слабоперегретого пара; 5 - трубопроводы второго контура; 6 - САЗ; 7 - трубопроводы
питательной воды; 8 — испаритель
Все пароводяные коллекторы с необходимой арматурой размещены в
отдельных помещениях коммуникаций воды и пара (помещения коммуни-
каций третьего контура). Дренирование пароводяных коммуникаций осу-
ществляется из нижних точек трубопроводов подвода (отвода) воды (пара) к
секциям и из полостей трубопроводов между быстродействующей и запор-
ной арматурой в коллекторы дренажей, расположенные на отметке +16,65
помещений коммуникаций третьего контура.
Размещение площадок и лестниц позволяет проводить: вскрытие и
осмотр пароводяных камер и теплообменных труб модулей, снятие кожуха и
ревизию состояния металла сильфона компенсатора, обслуживание армату-
ры второго и третьего контуров, проведение работ по обследованию и ре-
монту, а также демонтажу и монтажу модулей, арматуры и трубопроводов
парогенератора.
425
атомные электростанции с реакторлмина быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
Конструкционные материалы
Использование в парогенераторе Н-272 установки БН-800 рабочих
сред - натрия с температурой до (505±5) °C; пара с температурой не меиее
490 °C и воды с температурой 210 °C, требует, чтобы применяемые для его
изготовления конструкционные материалы обладали комплексом необходи-
мых свойств. Основными из этих свойств являются:
• достаточный уровень механических свойств с учетом длительной экс-
плуатации при высоких рабочих температурах;
• высокая коррозионная стойкость в используемых рабочих средах при
отсутствии склонности к межкристаллитной коррозии и растрескиванию под
напряжением;
• стабильность структуры, прочностных и пластических свойств в про-
цессе эксплуатации;
• хорошая свариваемость и обеспечение свойств сварных соединений на
уровне соответствующих свойств основных конструкционных материалов;
• освоенность промышленностью в необходимом сортаменте;
• наличие технической документации на поставку материалов в требуе-
мом сортаменте;
• приемлемые значения теплофизических свойств и т. п.
Анализ указанных требований, а также обобщение отечественного
опыта по разработке, исследованиям и применению конструкционных мате-
риалов для изготовления оборудования натриевых установок показывают,
что для изготовления парогенератора Н-272 в качестве основных конструк-
ционных материалов могут быть применены стали марок 10Х2М для кор-
пусных деталей испарителя и пароперегревателя, 10Х2М-ВД - для теплооб-
менных труб и трубных досок испарителя и пароперегревателя,
20Х1М1Ф1ТР - для крепежных деталей узлов уплотнений модулей пароге-
нератора.
При отключении парогенератора в трубопроводах второго контура (до
первой запорной арматуры) возможно повышение температуры до 547 °C.
При этом температура в теплообменных модулях не превысит 525 °C.
Возможность применения стали марки 10Х2М в качестве материала
ПГ Н-272 РУ БН-800 в условиях кратковременного повышения температуры
до 540 °C обосповано техническим решением.
Возможность применения стали марок 12Х1МФ и 15Х1М1Ф в качестве
материалов для высокотемпературных трубопроводов третьего контура РУ
БН-800 при температуре до 550 °C обоснована техническим решением.
Применение стали 09X18Н9 для изготовления трубопроводов второ-
го контура обусловлено тем, что эта сталь и ее сварные соединения иссле-
дованы с точки зрения совместимости с натрием и освоены промышлен-
426 ....
J. ОБОРУДОВАНИЕ it СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
ностью. Также применение данной стали обосновано положительным
опытом эксплуатации изделий из данной стали в парогенераторе ПГН
-200М РУ БН-600 на протяжении более 25 лет.
Применение для трубопроводов парогенератора Н-272 сталей марок
12Х1МФ, 15Х1М1Ф, 15ГС обусловлено тем, что они изучены, широко при-
меняются на тепловых электростанциях и имеется обширная справочная
литература по их свойствам.
Применение для крепежа крышек модулей стали 20Х1М1Ф1ТР обу-
словлено положительным опытом ее эксплуатации в модулях испарителей
парогенератора ПГН-200М РУ БН-600, отработавших более 100 000 ч.
5.5. Главные циркуляционные иасосы
5.5.1. Главные циркуляционные насосы первого контура
ГЦН первого контура (ГЦН-1) БН-600 предназначены для обеспе-
чения принудительной циркуляции натрия по теплообменным петлям
первого контура реакторной установки БН-600. Тип насоса - центробеж-
ный, вертикальный, погружной, одноступенчатый, с рабочим колесом
двухстороннего всасывания.
Насос ГЦН-1 (см. рис. 5.57) состоит из следующих основных состав-
ных частей:
• выемная часть - собственно насос;
• электропривод АВК-3400;
• муфта соединительная;
• станина электродвигателя;
• гидропривод обратного клапана.
427
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рис. 5.57. Конструкция насоса первого контура реактора БН-600:
1 - обратный клапан; 2 - улитка нижняя; 3 - рабочее колесо; 4 - улитка верхняя;
5 — гидростатический подшипник; 6 - вал; 7 — кессон, 8 — крышка, 9 —холодильник;
10-теплоизоляция; 11-уровнемер, 12 - станина электродвигателя, 13 - уплотнение вала;
14—привод обратного клапана, 15 - осевой подшипник; 16-зубчатая муфта;
17 - электродвигатель
Насос устанавливается в бак-кессон 7 реактора. Рабочее колесо 3 за-
креплено на нижней консоли вала 6, вращающегося в двух радиальных
подшипниках: верхнем - масляном гидродинамическом, нижнем 5 - гид-
ростатическом с двойным щелевым дросселированием, питающимся
натрием с напора рабочего колеса. Осевая нагрузка воспринимается гид-
428
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
родинамическим подшипником 15 скольжения типа Митчеля, скомбини-
рованным с верхним радиальным подшипником и также работающим на
турбинпом масле. Расположение торцевого уплотнения вала 13 ниже ра-
диально-осевого подшипника предотвращает попадание в натриевые по-
лости масла, используемого в подшипнике, а наличие ванны случайных
протечек под уплотнением исключает такую возможность даже в аварий-
ных ситуациях.
Проточная часть насоса изготавливается сварной с последующей ме-
ханической обработкой и включает в себя рабочее колесо 3 двухсторонне-
го всасывания, верхнюю 4 и нижнюю 2 улитки и направляющий аппарат.
Натрий к каждой половине рабочего колеса подводится с помощью верх-
ней и нижней улиток, а отводится через направляющий аппарат и верти-
кальные каналы в нижней улитке. Такое решение позволило получить оп-
тимальные габариты насоса с обеспечением высоких кавитационных
свойств при минимальном положительном подпоре на всасывании колеса
в условиях затеснённого подвода.
Вал 6 насоса для уменьшения массы и передачи тепла к верхнему
подшипнику выполнен полым и сварен из шести частей. Для предохране-
ния крышки 8 от прогрева между поверхностью натрия и крышкой уста-
новлены стальные экраны, а в самой крышке дополнительно встроен во-
дяной холодильник 9, кроме того, крышка одновременно служит и биоло-
гической защитой. Выполнена она в виде стальных и графитовых плит
общей толщиной 1000 мм (500 мм стали и 500 мм графита), перекрываю-
щих щели и зазоры для исключения прямого прострела от излучения.
Протечки натрия из ГСП сливаются по зазору между баком-
кессоном и выемной частью и по специальным отверстиям на всас рабоче-
го колеса через верхнюю улитку. Герметичность разъема между выемной
частью насоса и баком-кессоном обеспечивается ремонтопригодным
сварным швом. Для обеспечения возможности замены торцевого уплотне-
ния без разгерметизации контура предусмотрено ремонтное (стояночное)
уплотнение. В рабочие сильфоны уплотнения подается аргон давлением
1 МПа в количестве 50 л на одно уплотнение.
В напорном патрубке насоса встроен обратный клапан 1 для предот-
вращения обратного потока натрия через насос при его остановке. Клапан
Ду 850 типа заслонки управляется с помощью гидравлического привода 14.
В случае остановки одного из трёх работающих насосов клапан отсекает
его по напору от остальных до возникновения потока натрия обратного
направления.
Крутящий момент на вал насоса от электродвигателя передается че-
рез стальные пластины - пружины, входящие в зацепление с зубьями по-
429
ЛТОЬМЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
лумуфт, закреплённых на валах насоса и электродвигателя. Изменение
жёсткости муфт обеспечивается деформацией пластин.
Герметизация газовой полости насоса, находящейся над уровнем
натрия, от окружающего воздуха осуществляется торцевым механическим
уплотнением вала, образующим с валом насоса гидравлический масляный
затвор.
Электропривод насоса выполнен на базе электродвигателя ВАКЗ 16-
64-6-АУЧ с фазовым ротором и системы регулирования частоты вращения
по схеме асинхронно-вентильного каскада (АВК).
При номинальной подаче насосов возможен нерегулируемый режим
работы электропривода с закороченным ротором. Системы регулирования
частоты вращения при этом переводятся в «горячий» резерв. В электро-
приводах используется серийное электрооборудование, а в схемах регули-
рования - унифицированные блоки системы регулирования. Конструкция
шкафов выпрямителей и инверторов - блочная, обеспечивающая хорошую
работоспособность оборудования и замену под нагрузкой вышедших из
строя элементов. В табл. 5.17 приведены основные характеристики ГЦН.
Таблица 5.17
Основные технические характеристики ГЦН-1 БН-600
№ н/п Характеристика Значение
1 Подача, м3/ч 9700
2 Напор, м 95
3 Температура натрия на входе в насос, °C 365
4 Мощность потребляемая, кВт 3150
5 Давление аргона в газовой полости, кгс/см2 0,4
6 Частота вращения синхронная, об/мин 990
ГЦН-1 контура БН-800
Проект реактора БН-800 разработан на базе БН-600. При этом габа-
риты корпуса реактора близки к БН-600. Поэтому предполагается исполь-
зовать в первом контуре насосы реактора БН-600 с улучшенной в отноше-
нии технологичности изготовления проточной частью (см. рис. 5.58). При
увеличении подачи насоса на четверть сохраняется достаточный запас
подпора на всасывании, чтобы избежать кавитации.
430
S. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Рис. 5.58. ГЦН первого контура БН-800:
1 - обратный клапан; 2 - улитка нижняя; 3 - колесо рабочее; 4 - аппарат направляющий;
5 - гидростатический подшипник; 6 — вал; 7 — крышка; 8 - уровнемер; 9 — уплотнение
ремонтное; 10 —станина электродвигателя; 11 — уплотнение вала; 12 — привод обратного
клапана; 13 — верхний подшипниковый узел; 14 - муфта; 15 - электродвигатель;
16 - выемная часть; 17 - улитка верхняя
ГЦН-1 осуществляет циркуляцию натрия в первом контуре РУ при
нормальной эксплуатации и при аварийном расхолаживании через САРХ
ВТО, имеет классификационное обозначение ЗНЗ и разработан по I кате-
гории сейсмостойкости в соответствии с ПНАЭ Г-5-006-87.
431
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Тип насоса - центробежный, вертикальный, погружной, одноступен-
чатый, с нижним гидростатическим подшипником и свободным уровнем
натрия в насосе.
ГЦН-1 включает в себя:
• выемную часть насоса;
• электропривод, включающий электродвигатель и систему регулиро-
вания частоты вращения;
• соединительную муфту;
• привод обратного клапана;
• станину электродвигателя;
• приборы контроля (уровнемер и расходомер);
• вспомогательные системы (масляную, водяную, газовую).
Выемная часть насоса устанавливается в опору насоса и крепится к
ней при помощи накидного фланца. В случае ремонта выемная часть
насоса извлекается из опоры и заменяется резервной. Герметичность ме-
ста разъема между выемной частью и опорой насоса обеспечивается уси-
ковым сварным швом, который при демонтаже срезается. Герметичность
насоса по валу по отношению к окружающей среде достигается установ-
кой торцевого масляного уплотнения.
Основными узлами выемной части ГЦН-1 являются:
• проточная часть (рабочее колесо, аппарат направляющий, улитка
верхняя и нижняя; крышка насоса);
• вал;
• обратный клапан;
• торцевое масляное уплотнение;
• стояночное уплотнение;
• верхний подшипниковый узел;
• нижний гидростатический подшипник.
В крышке насоса организовано принудительное воздушное охла-
ждение для снятия теплоты с вала и обеспечения нормальных темпера-
турных условий работы уплотнений и верхнего подшипникового узла
насоса.
Для снижения нейтронпых потоков и гамма-излучения в насосе
предусмотрены биологическая защита в виде стальных и графитовых плит
общей толщиной 1 000 мм (500 мм стали и 500 мм графита) и перекрытие
щелей и зазоров для исключения прямого прострела излучения. Помеще-
ние внутри станины электродвигателя является периодически обслужива-
емым,
Торцевое масляное уплотнение служит для герметизации газовой по-
лости насоса от окружающей среды как при работающем, так и при остаиов-
432
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
ленном ГЦН-1. Уплотнение выполнено в виде двойного торцевого (контакт-
ного) уплотнения.
Промежуточная камера между парами трения заполняется маслом,
образуя масляный затвор. Протечки масла через трущиеся поверхности
колец пар трения отводятся в маслосборные бачки. Заполнение и подпит-
ка уплотнения маслом обеспечивается бачком-питателем. Съем теплоты в
масляном уплотнении производится водяным холодильником, встроен-
ным в корпус уплотнения.
Работа уплотнения контролируется по температуре масла в уплотне-
нии и по количеству протечек масла в сливные бачки.
Верхний подшипниковый узел ГЦН-1 состоит из осевого и радиально-
го подшипников. Система смазки осевого и радиального подшипников насо-
са и электродвигателя - циркуляционная с охлаждением и фильтрацией мас-
ла. Работа радиального подшипника контролируется по температуре бабби-
товой наплавки.
Насос обслуживается следующими системами: масляной, охлажде-
ния и газовой. Масляная система служит для смазки и охлаждения под-
шипниковых узлов насоса и электродвигателя и для обеспечения гидроза-
твора в уплотнении вала по газу. Система охлаждения - водяная, служит
для съема тепла с подшипников, уплотнения вала по газу, электродвигателя.
Газовая система ГЦН-1 - аргоновая, служит для создания на всасывании
насоса противокавитационного поднора и для предотвращения окисления
натрия. Газовая полость насоса соединена с газовой полостью реактора.
Основные технические характеристики насоса в номинальном режи-
ме приведены в табл. 5.18.
Таблица 5.18
Основные технические характеристики ГЦН-1 БН-800
№
п/п Характеристика Значение
1 Подача, м3/ч 12300
2 Напор, м столба натрия 101
3 Температура натрия на входе, °C 354
4 Давление аргона в газовой полости, МПа 0,055+0,003
5 Частота вращения, об/мин
6 Мощность, кВт /ИЛЛ
7 Пределы регулирования частоты вращения, в 25+100
процентах от номинальной
Насос допускает длительную работу при температуре перекачи-
ваемого натрия 400 °C и кратковременную (до 5 мин) при 505 °C.
433
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Для изготовления рабочего колеса направляющего аппарата, верхней
и нижней улиток, корпуса обратного клапана используют сталь
10Х18Н12МЗЛ; вала и деталей, находящихся в контакте с натрием, -
10Х18Н9. Остальные детали изготовляются из обычных конструкционных
материалов.
5.5.2. Главные циркуляционные насосы второго контура
Главный циркуляционный насос второго контура (ГЦН-2) БН-600
предназначен для создания циркуляции жидкого натрия по второму контуру.
ГЦН-2 - центробежный, вертикальный, погружной, малозаглублённый, од-
ноступенчатый, с колесом одностороннего всасывания, с нижним гидроста-
тическим подшипником, со свободным уровнем натрия в баке и с линией
слнва протечек натрия.
Главный циркуляционный насос второго контура по конструкции
несколько проще насоса первого контура, он имеет колесо односторонне-
го всасывания, которое установлено на консоли вала и два подшипника:
верхний - масляный опорпо-упорный (скольжения) и нижний гидростатиче-
ский натриевый. Привод - асинхронный, с фазовым ротором, частота вра-
щения регулируется асинхронно-вентильным каскадом в диапазоне
от 250 до 750 об/мин. Система контроля аналогична системе контроля насо-
са первого контура.
Главный циркуляционный насос второго контура (ГЦН-2) БН-800.
Агрегат насосный ЦНН-10 УН-4 80 СП (далее по тексту данного раздела
ГЦН-2, насос) предназначен для осуществления циркуляции натрия во
втором контуре установки БН-800. Тип насоса - центробежный, верти-
кальный, погружной, одноступенчатый, с нижним гидростатическим
подшипником и свободным уровнем натрия в насосе (см. рис. 5.59). Насос
должен быть надежным, ремонтопригодным, герметичным по отношению
к окружающей среде.
Таблица 5.19
Основные параметры насоса
Наименование параметра Значение
Подача, м3/ч 11500
Напор, м, не менее 48
Температура натрия на входе в насос, °C 309±5
Давление аргона в газовой полости насоса, МПа, 0,25^
Частота вращения, с’1 (об/мин) 1б,3±0,17(980±10)
Мощность, потребляемая из сети, кВт, не более 2500
434
J. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРА МИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Рис. 5.59- Насос второго контура УН-4 80СП: 1 — электропривод; 2 — муфта; 3 — станина;
4 - узел подшипниковый; 5 - уплотнение вала; 6 - уплотнение ремонтное; 7 - крышка
насоса; 8 - вал; 9 - бак; 10 - патрубок напорный; 11 - подшипник гидростатический;
12 - колесо рабочее; 13 - патрубок всасывающий; 14-аппарат направляющий; 15 - часть
выемная; 16 - электрообогрев; 17 - уровнемер
5.6. Промежуточные теплообменники натрий-натрий
ПТОреактора БН-600 (см. рис. 5.60) представляет собой вертикаль-
ный кожухотрубный теплообменный аппарат, выполненный по типу теп-
лообменника с «плавающей» головкой. В установке предусмотрено шесть
ПТО - по два параллельно соединенных теплообменника на каждую теп-
лопередающую петлю.
435
J томные электростанции с РЕАКТОРАМИ нл быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем
Рис. 5.60. Промежуточный теплообменник натрий-натрий реактора БН-600:
1 - днище; 2 - трубная доска; 3 - наружная обечайка; 4 - внутренняя обечайка;
5 - теплообменные трубы; 6 - центральная труба; 7 - верхняя трубная доска;
8 - биологическая защита; 9-патрубок выхода натрия второго контура; 10 - отверстия для
входа натрия первого контура; 11 - окна для выхода патрия; 12-дренажная труба
ПТО состоит из следующих основных сборок: трубного пучка с
трубными досками и обечайками, опускной трубы для подвода натрия
второго контура и блока биологической защиты с каналом для выхода го-
рячего натрия второго контура.
Трубная система ПТО состоит из 4 974 трубок 0 16x1,4 мм,
150 стержней вытеснителей, двух трубных плит и внутренней обечайки,
436
i ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ ЛЭС С РЕАКТОРАМИНА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
жестко соединяющей верхнюю и нижнюю трубные плиты. Разбивка тру-
бок в трубных плитах - кольцевая с шагом между рядами и в ряду
21,5 мм. Трубки и стержни имеют участок с Сообразным изгибом для
компенсации неравномерности температурных удлинений.
Трубки и стержни-вытеснители дистанционируются между собой
решетками, состоящими из набора гофрированных и гладких стальных
лент. Решетки расположены по длине трубного пучка с шагом 800 мм.
Трубки в трубных плитах заделаны путем приварки на кольцевой ус
и развальцовки на глубину 150 мм.
Для профилирования потока теплоносителя первого контура трубча-
тый пучок закрыт снаружи цилиндрической обечайкой, имеющей в верх-
ней части 2600 отверстий диаметром 50 мм для входа натрия первого кон-
тура и в нижней части окна для выхода натрия первого контура.
Блок защиты устанавливается над трубной системой, а центральная
труба проходит через блок защиты и трубпую систему. Блок защиты и
центральная труба составляют выемную часть теплообменника. Блок за-
щиты состоит из набора стальных и графитовых блоков, заключенных в
герметичную полость, заполненную аргоном.
Наружная обечайка трубного пучка соединена с нижней трубной до-
ской на штифтах, чем обеспечиваются подвижность соединения нижнего
коллектора и обечайки (принцип «плавающей головки») и развязка раз-
личных тепловых удлинений пучка и обечайки (корпуса) ПТО. Обечайка
штифтами жестко закреплена к верхней трубной плите и подвижна отно-
сительно нижней трубной плиты.
К нижней трубной плите приварено эллиптическое днище с вырав-
нивающей поток натрия решеткой, образующее нижнюю камеру для вхо-
да натрия второго контура. Верхняя трубная плита, блок защиты и цен-
тральная труба образуют выходную камеру для натрия второго контура.
Центральная труба предназначена для подвода натрия второго кон-
тура в нижнюю камеру теплообменника и состоит из двух концентричных
обечаек, жестко связанных между собой в нижней части. Газовый зазор
между обечайками выполняет роль теплоизоляции между «холодным» и
«горячим» натрием второго контура. Для защиты от прострела внутри
центральной трубы в районе блока защиты выполнена защита в виде спи-
ральной ленты.
437
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Таблица 5.20
Основные технические характеристики теплообменника
N п/п Характеристика Величина
Первый контур Второй контур
1 Расход теплоносителя номинальный, т/ч 4000 3650
2 Температура теплоносителя на входе в ПТО, °C 550 328
3 Температура теплоносителя на выходе из ПТО, °C 365 518
4 Гидравлическое сопротивление при GH0M, кгс/см“ 0,092 0, 92
5 Объем внутренних полостей, м3 8 13,5
6 Размер теплообменных трубок, мм 016x1,4
7 Число теплообменных трубок, шт. 4974
8 Длина трубки (между трубными досками), мм 6205
9 Поверхность теплообмена, м2 1590
10 Вес теплообменника в сухом состоянии, кг 72000
Внутри центральной трубы проходит трубопровод для дренирования
натрия второго контура при демонтаже теплообменника. Дренажный тру-
бопровод выведен через стенку центральной трубы наружу.
Подвод натрия второго контура к ПТО производится по центральной
трубе, а отвод из кольцевой выходной камеры, образованной центральной
трубой и верхней обечайкой блока защиты, через патрубки 0 630x13.
Теплообменник устанавливается в кессон корпуса реактора, образо-
ванный опорой теплообменника, до упора в посадочный бурт, герметизи-
руется с опорой сварным усиковым швом и прижимается к ней нажимным
фланцем (см. рис. 5.61, 5.62). Опорный стакан с помощью сварки закреп-
лен на опорном гнезде опорного нояса.
438
J. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Рис. 5.61. Установка ПТО в корпусе реактора:
1 - трубная доска; 2 - теплообменная труба; 3 - тепловая защита корпуса реактора;
4 - корпус реактора; 5 - страховочный кожух; 6 - опора НТО; 7 - обечайка верхней трубной
доски; 8 - сильфоны; 9 - блок радиационной защиты; 10 - усиковые швы; 11 - нажимной
фланец; 12 - выходная камера натрия второго контура; 13 - облицовка блока защиты
В свою очередь опорный стакан и горловина корпуса реактора со-
единены между собой многослойным сильфонным компенсатором, обес-
печивающим герметизацию и взаимную свободу термических перемеще-
ний. В установке предусмотрен контроль целостности сильфонных ком-
пенсаторов по повышению активности газа, отсасываемого из внутренней
полости компенсатора.
439
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рис. 5.62, Установка ПТО на опору:
1 - блок защиты; 2 - обечайка верхней трубной доски; 3 - опора теплообменника; 4 - корпус
реактора; 5,9,10 - усиконые швы; 6 - глухие отверстия для установки подрывного устрой-
ства; 7 - шпильки крепления нажимного фланца; 8 — нажимной фланец
Теплообменник размещается в опоре свободно с достаточно боль-
шими зазорами по всей высоте.
ПТО крепится к опоре шпильками через нажимной фланец. Герме-
тизация всех узлов производится усиковыми швами.
ПТО реактора БН-800. Промежуточный теплообменник (ПТО)
предназначен для осуществления теплообмена между теплоносителями
(натрием) первого и второго контуров. В реакторе БН-800 применен вер-
тикальный, противоточный теплообменник с центральным подводом и от-
водом теплоносителя второго контура. Теплообменник имеет форму ци-
линдра высотой 13,5 м и 0 по опоре 2,065 м. Натрий первого контура те-
чет снаружи теплообменных труб, натрий второго контура - внутри труб.
Такой тип теплообменника наиболее полно отвечает требованиям, предъ-
являемым к промежуточным теплообменпикам реакторов с интегральной
компоновкой первого контура.
ПТО (см. рис. 5.63) состоит из трубного пучка 18, напорной 26 и
сливной 11 камер, центральной трубы 20, блока защиты 9 и страховочного
кожуха 2.
Трубный пучок состоит из верхней 12 и нижней 24 трубных досок,
соединительной обечайки 16 и профилирующего корпуса 19. Теплооб-
440
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
менная поверхность трубного пучка набрана из гладких труб 33 наруж-
ным 0 16 мм и толщиной стенки 1,4 мм, расположенных по 28 концентри-
ческим окружностям. Расстояние между рядами труб составляет 21,5 мм,
расстояние между трубами в рядах от 21,5 мм на внутреннем ряду до
21,8 мм в наружном ряду. На место отдельных теплообменных труб по
шести радиальным направлениям установлены сплошные стержни 32
0 16 мм.
Трубы и стержни имеют компенсационные гибы 17 для восприятия
температурных перемещений труб и стержней относительно друг друга и
относительно других элементов трубного пучка. Изгиб труб и стержней
произведен по цилиндрической поверхности.
Крепление труб к трубным доскам производится сваркой и вальце-
ванием. Прочность соединения обеспечивается упругими напряжениями,
возникающими в процессе вальцовки, плотность - сварным швом.
ПТО работает следующим образом.
Горячий теплоноситель первого контура из активной зоны реактора
через отверстия в опоре теплообменника и в профилирующем корпусе по-
ступает в межтрубное пространство трубного пучка и, отдав тепло тепло-
носителю второго контура, выходит через выходные отверстия профили-
рующего корпуса на всас насоса.
Холодный теплоноситель второго контура под напором насоса по
центральной трубе подается в напорную камеру, из которой поступает в
теплообменные трубы. Пройдя но трубам и получив тепло от теплоноси-
теля первого контура, горячий теплоноситель второго контура поступает в
сливную камеру ПТО и по внешнему трубопроводу направляется в паро-
генератор.
Часть теплоносителя первого контура, минуя трубный пучок, в виде
протечки проходит через термическое уплотпение, установленное в зазоре
между профилирующим корпусом и опорой теплообменника.
Часть теплоносителя второго контура, мипуя трубный пучок, в виде
протечки проходит в зазоре между центральной трубой и обечайкой, со-
единяющей трубные доски.
441
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рис. 5.63- Промежуточный теплообменник реактора БН-800: 1 - крышка; 2 - страховочный
кожух; 3 - тройник; 4 - газовая труба; 5 - металлические элементы блока защиты;
6 - нажимной фланец; 7 - крепежные детали; 8 - графитовые блоки; 9 - блок защиты;
10-дренажная труба; И -сливная камера; 12-верхняя трубная доска; 13-входная
решетка; 14-дистанционирующий пояс; 15-термическое уплотение; 16-соединительная
обечайка; 17-компенсационный гиб; 18-трубный пучок; 19-профилирующий корпус;
20 - центральная труба; 21 - наружная обечайка центральной трубы; 22 - внутренняя
обечайка центральной трубы; 23 -выходная решетка; 24 - инжняя трубная доска;
25 - лабиринтное уплотнение; 26 - напорная камера; 27 - перфорированиая перегородка;
28 - диище; 29 - канал сигнализатора течи; 30 - гофрированная лента; 31 - гладкая лента;
32 - стержень; 33 - теилообменная трубка
442
5. ОБОРУДОВАНИЕ и системы АЭС С РЕАКТОРАМИ ИА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Дренирование ПТО по второму контуру осуществляется посред-
ством выдавливания натрия через дренажную трубу путем создания избы-
точного давления газа во втором контуре. Вследствие того, что между
торцом дренажной трубы и днищем ПТО имеется конструктивный зазор;
в ПТО, не имеющем межконтурной течи, после дренирования остается
объем натрия, приблизительно равный 40 л.
5.7. Турбоустановка К-210-130
5.7.1. Описание тепловой схемы третьего контура
Общие сведения об энергоблоке №3 Белоярской АЭС
Реактор БН-600 с жидкометаллическим теплоносителем (Na).
ПТО-А, Б - промежуточные теплообменники.
ГЦН-1,2 - главные циркуляционные насосы первого и второго кон-
тура.
Парогенераторы ПГН-200М (испарительные модули, основные па-
роперегревательные модули, промпароперегревательные модули).
Первый и второй контуры - натриевые, третий контур - пароводя-
ной.
Турбины типа К-210-130, представляющие собой одновальные
трехцилиндровые агрегаты с промежуточным перегревом пара номиналь-
ной мощностью 210 МВт при 3000 об/мин.
Турбогенераторы типа ТГВ-200 2МУЗ.
Тепловая мощность энергоблока №3 - 1470 МВт.
Электрическая мощность энергоблока №3 - 600 МВт.
Технологическая схема петли третьего контура
Третий контур состоит из трех автономных моноблоков «парогене-
ратор - турбина». Каждая петля по стороне третьего контура включает
секционный парогенератор типа ПГН-200М, турбину типа К-210-130 со
вспомогательным оборудованием, конденсатный и питательный тракт с
системой регенерации, деаэратор 6 ата, три питательных насоса (ПЭН) и
один аварийный питательный насос (АПЭН) (см. рис. 5.64).
Циркуляция среды по стороне третьего контура осуществляется по
следующей схеме. Пар после ПГ при давлении 120: 130 кгс/см2 и темпера-
туре 500-505 °C по двум паропроводам острого пара подается в ЦВД тур-
бины, Отработанный пар после ЦВД при давлении ~ 28 кгс/см2 и темпера-
туре 290-300 °C поступает по двум паропроводам ХПП в промпаропере-
гревательные модули ПГ, где нагревается до температуры 5ОСН-5О5 °C, и
по четырем паропроводам ГПП поступает в ЦСД, ЦНД и сбрасывается в
ОК турбины.
443
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С ЛИ ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Из конденсатосборника ОК турбины конденсат с помощью насосов
КНК подается на БОУ (предусмотрена 100 % очистка конденсата) и далее
насосами КН конденсат подается в систему регенеративного подогрева.
Система регенеративного подогрева питательной воды состоит из
четырех подогревателей низкого давления (ПНД-1, 2, 3, 4), деаэратора
(Д-6) и трех подогревателей высокого давления (ПВД-5, 6, 7). Греющий
пар на Д-6, ПНД и ПВД поступает из нерегулируемых отборов турбины.
Основной конденсат из ПНД-4, нагретый до температуры 154 °C, по-
ступает в Д-6, а затем, нагретый до температуры 163 °C, поступает во вса-
сывающий коллектор ПЭН. Питательные насосы подают питательную во-
ду в ПВД, где она подогревается до температуры ~ 240 °C и далее посту-
пает в испарительные модули ПГ.
На энергоблоке №3 предусмотрено объединение всех ПГ по пита-
тельной воде через перемычку АПЭН для возможности подачи питатель-
ной воды в любой ПГ от любого АПЭН в режиме «обесточивание».
Каждый парогенератор типа ПГН-200М тепловой мощностью
490 МВт состоит из восьми секций, каждая секция из трех модулей: испа-
рительного, основного пароперегревательного и промежуточного паропе-
регревательного. Паропроизводительность каждого ПГ на номинальном
уровне мощности составляет ~ 660 т/ч.
Обвязка трубопроводов ПГ предусматривает сброс пароводяной
среды из коллектора СПП после испарительных модулей каждого ПГ в
растопочный расширитель (РР-13).
Общестанционное хозяйство
Проектная производительность РР-13 составляет по пару -460 т/ч,
по воде ~1000т/ч. Однако при сбросе всего генерируемого пара со всех
ПГ с расходом 250-300 т/ч в растопочный расширитель наблюдается по-
вышенная вибрация РР-13, поэтому организационными мерами преду-
смотрена разгрузка РР-13 в пусковых режимах путем перевода пара из
коллектора СПП в коллектор 140 ата и через РОУ в коллектор пара С.Н.
13 ата помимо РР-13.
Для обеспечения эквивалентного распределения потока конденсата
из РР-13 между петлями на трубопроводах сброса конденсата из РР-13
непосредственно у входа в конденсаторы турбин установлены и исполь-
зуются индивидуальные на каждую петлю регулирующие клапаны
(4,5,6 М440).
Для обеспечения С.Н. энергоблока паром в режимах пуска, останова
и отвода остаточного тепловыделения реактора предусматривается подача
пара от котельной промплощадки в общестанционную магистраль через
РОУ 20/13 и от котельной блока №4, имеющей трубопроводы связи с бло-
444
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
ком №3 (при необходимости дополнительно можно подать до 100 т/ч на
блок №3). Обычная потребность в паре котельных на начальном этапе
пуска составляет 30-50 т/ч.
На энергоблоке предусмотрены паропроводы С.Н. 13 ата, б ата для
обеспечения и раздачи пара всем потребителям. Паропровод С.Н. 6 ата
подключен к паропроводу С.Н. 13 ата через РОУ 13/6, возможна подача
пара в паропровод 6 ата при работе энергоблока на энергетическом уровне
мощности от отбора №4 работающей турбины петли №4.
Для хранения запаса питательной воды на энергоблоке установлены
два бака чистого конденсата (БЧК) емкостью по 1000 м3 каждый и бак
грязного конденсата (БГК) такой же емкости.
Конденсат из БГК подается через общестанциопную копденсато-
очистку (ООУ) в БЧК. Подпитка Д-6 чистым конденсатом осуществляется
от ХВО или из БЧК и может производиться либо через ОК турбины с це-
лью дополнительной очистки ее на БОУ, либо путем подачи воды насосом
НАЛ (НЧК-А,Б) непосредственно в Д-6. На стационарном уровне мощно-
сти суммарный запас чистого конденсата в БЧК-А,Б увеличивается до
1500 м3. Величина запаса чистого конденсата 1500 м3 выбрана из расчета
компенсации пароводяных потерь и обеспечения тем самым расхолажива-
ния реактора с помощью третьего контура в течение не менее 21 суток в
случае потери циркуляционного водоснабжения энергоблока.
5.7.2. Основное оборудование турбоустановки
ПВД-7 ПВД-6 ПВД-5
пндлпнд-зпнд^г пндав
Рис. 5.64. Принципиальная тепловая схема турбоусгановки
445
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
1. Турбина К-210-130-1М с начальными параметрами острого пара:
Раа =130 кгс/см2;
ГОП = 510°С;
G™ = 670 т/ч.
2. Конденсационная установка в составе:
1) конденсатор турбины типа 200-КЦС-2 с номинальным расходом:
<?„= 25 000 м3/ч.
2) два основных эжектора типа ЭП-3-750 с параметрами рабочего
пара:
Р = 6 кгс/см2 (абс.),
G = 750 кг/ч;
3) эжектор пусковой типа ЭП -1-1100 с параметрами рабочего пара:
Р = 6 кгс/см2 (абс.),
G = 1 100 кг/ч;
4) эжектор циркуляционный типа ЭП-1-1100 с параметрами рабочего
пара:
Р = 6 кгс/см2 (абс.),
G = 1 100 кг/ч;
5) три конденсатных насоса типа КСВ-320-160 с параметрами на
напоре:
Р= 16 кгс/см2,
G = 320 м3/ч.
3. Регенеративная установка низкого давления:
1) подогреватели низкого давления:
ПНД-1 типа ПН - 280, встроенный в конденсатор;
ПНД-2типаПН- 350-16-7-ПМ,
ПНД-3 типа ПН - 350-16-7-ПМ с охладителем дренажа,
ПНД-4 типа ПН - 350-16-7-1М с охладителем пара;
2) подогреватель сальниковый типа ПС-50-2;
3) два сливных насоса типа АКсД-125-140 с параметрами на напоре:
Р= 14 кгс/см2,
G = 125 м3/ч.
4. Регенеративная установка высокого давления:
1) подогреватели высокого давления:
ПВД - 5 типа ПВ-700-265-13 с температурой питательной во-
ды на входе в подогреватель Т = 163 °C;
ПВД- 6типаПВ-700-265-31;
ПВД - 7 типа ПВ-700-265-45 с температурой питательной во-
ды на выходе из подогревателя Т= 250 °C,
446
5 ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
5. Водопитательная установка:
1) деаэратор Д-6 с параметрами:
Р = 7 кгс/см2 (абс,),
Т= 163 °C,
G=800 т/ч,
V= 100 м3;
2) три питательных насоса типа ПЭН-380-185 с параметрами на
напоре:
Р~ 185 кгс/см2,
G=38O м3/ч;
3) аварийный питательный насос типа АПЭН-150-65 с параметрами
на напоре:
Р = 65 кгс/см2,
G = 150м3/ч.
6. Быстродействующая редукционно-охладительная установка
БРОУ140/6 с параметрами пара на входе в конденсатор:
Р = 6 кгс/см ,
7=180 °C.
Пропускная способность БРОУ140/6 при номинальных параметрах
острого пара 300 т/ч.
7. Маслосистема:
1) главный маслобак турбины (ГМБ) - 28 м3;
полная ёмкость маслосистемы - 32 м3;
2) пусковой маслонасос (ПМН) типа ЦНСМ 300x480 с параметрами
на напоре:
Р = 21,1 кгс/см2,
С? = 200 м3/ч;
3) резервный маслонасос (РМН) типа Д200-36 с параметрами на
напоре:
Р = 2,8 кгс/см2,
G = 200 м 7ч;
4) аварийный маслонасос (АМН) типа Д200-36 с двигателем посто-
янного тока и параметрами на напоре:
Р = 2,3 кгс/см2,
G = 100 м’/ч ;
5) три маслоохладителя (МОТ) типа МБ-63-90 с поверхностью
охлаждения 63 м2 каждый;
6) система уплотнений вала генератора (УВГ), включающая:
447
а томные электростанции с реактора ми на быстрых нейтронах с на триевым теплоносителем
- два рабочих маслонасоса (РМН-АМГ) типа 4МК-7х2 с параметра-
ми на напоре:
Р = 8,0 кгс/см2,
С? = 30 м3/ч;
- аварийный маслонасос (АМН-АМГ) типа 4МК-7х2 с параметрами
на напоре:
Р = 8,0 кгс/см2,
G = 30 м3/ч;
- два эксгаустера центробежных типа ЦБ-2;
- демпферный бак объемом 2 м3.
& Система водяного охлаждения генератора:
1) два насоса газоохладителей (НГО) типа Д800-57 с параметрами на
напоре:
Р = 5,7 кгс/см2,
G = 800 м3/ч;
2) два газоохладителя (ГО) с поверхностью охлаждения 80 м2;
3) два насоса охлаждения обмотки статора (НОС) типа ЦНСК-60 с
параметрами на напоре:
Р = 6,6 кгс/см2,
С? = 60м3/ч;
4) два теплообменника охлаждения статора (ТОС) с поверхностью
охлаждения 24 м2;
5) дистиллятный бак объемом 2 м3.
9. Система очистки конденсата:
1) три конденсатных насоса типа КСВ-500-60 с параметрами на
напоре:
Р = 6 кгс/см2,
G = 500 м3/ч;
2) три фильтра сульфоугольных (ФСУ);
3) три фильтра смешанного действия (ФСД).
10. Теплофикационная установка:
1) три сетевых насоса (СНЖ) типа Д-1250-125 с параметрами на
напоре:
Р 17 кгс/см2,
G= 1250 м3/ч;
2) три подогревателя сетевой воды ПСВ-500-3-23 с поверхностью
нагрева 500 м2.
448
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
5.7.3. Системы турбоустановки
Конструкция турбины
Турбина паровая конденсационная без регулируемых отборов пара
типа К-210-13 0-М 1 производства ЛМЗ представляет собой одновальный
трехцилиндровый агрегат с одним промежуточным перегревом пара но-
минальной мощностью 210 000 кВт и максимальной 215 000 кВт при
3000 об/мин.
Турбина предназначена для непосредственного привода генератора
переменного тока типа ТГВ-200-2МУЗ мощностью 200000 кВт и напря-
жением на клеммах 15750 В производства завода «Электротяжмаш».
Турбина предназначена для работы при следующих номинальных
параметрах:
1) абсолютное давление острого пара перед автоматическими
СК 130 кгс/см2;
2) температура острого пара перед автоматическими СК 510 °C;
3) абсолютное давление пара после промперегрева перед входом в
автоматические СК ЦСД при номинальном режиме 25,3 кгс/см2;
4) температура пара после промперегрева перед входом в автомати-
ческие СК ЦСД 510 °C;
5) абсолютное давление пара на выходе из ЦВД при номинальной
мощности 28,9 кгс/см2;
6) температура пара на выходе из ЦВД при номинальной мощности
302 °C;
7) количество охлаждающей воды, проходящей через конденсаторы,
составляет 25000 м'/ч, расчетная температура на входе в ОК 10 °C и рас-
четное абсолютное давление в ОК 0,038 кгс/см2;
8) максимальное абсолютное давление в зоне регулирующей ступени
98 кгс/см2;
9) максимальный расход пара на турбину - 670 т/ч;
10) расход пара на Х.Х. (холостой ход) составляет 30 т/ч.
Турбина имеет семь нерегулируемых отборов пара, предназначен-
ных для подогрева питательной воды в ПНД, деаэраторе и ПВД до темпе-
ратуры 250 °C при номинальной нагрузке турбины. Данные об отборах
пара для нужд регенерации приведены в табл, 5,21, Эти данные соответ-
ствуют номинальной мощности, номинальным параметрам острого пара и
температуре охлаждающей воды 10 °C.
449
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Таблица 5.21
Отборы пара на регенерацию
№ отбо- ра Потребитель Параметры в камере отбора Количество отбираемого пара, т/ч
абсолютное дав- ление, кгс/см2 температура, °C
1 ПВД-7 42,2 349 30,5
2 ПВД-6 28,9 302 53,3
3 ПВД-5 12,9 411 16,5
4 ПНД-4 6,8 326 27,0
5 ПНД-3 2,9 228 20,3
6 ПНД-2 1,34 150 28,5
7 ПНД-1 0,278 67 26,5
Турбина представляет собой одновальный агрегат, состоящий из
трех цилиндров. ЦВД имеет 12 ступеней, первая из которых регулирую-
щая. Промежуточный перегрев пара осуществляется между ЦВД и ЦСД.
ЦСД состоит из 11 ступеней (рис. 5,65). ЦНД двухпоточный и имеет по че-
тыре ступени в каждом потоке. Корпуса ЦВД и ЦСД изготовлены из жаро-
прочной стали марки 15Х1М1ФД. РВД цельнокованый, изготовлен из стали
Р2М. В РСД первые семь дисков (ступеней) откованы заодно с валом, а че-
тыре последних диска насадные. РИД состоит из вала, на который насажены
восемь дисков.
Рис, 5.65. Конструкция турбины: 1 — цилиндр высокого давления (ЦВД) — 12 ступеней;
2 - цилиндр среднего давления (ЦСД) - 11 ступеней; 3 - цилиндр низкого давления (ЦНД) -
двух поточный по 4 ступени на каждый поток;
4 - подшипник скольжения - 5 шт. (турбина) + 2 шт. (генератор)
450
5. ОБОРУДОВАНИЕ If СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Роторы турбины выполнены гибкими. РВД и РСД соединены между
собой жесткой муфтой и имеют общий средний подшипник, РСД и РНД
соединены полугибкой муфтой. Критические числа оборотов валопровода
турбины и генератора приведены в табл. 5,22.
Таблица 5.22
Критические числа оборотов валопровода турбины и генератора
Тип гене- ратора Тип муфты Критические обороты валопровода в мин.
Ток поперечных колебаний
1 2 3 4 5
ТГ-200 жесткая 1489 1862 1970 2487 4680
Турбина имеет комбинированное (сопловое + дроссельное) парорас-
пределение. Острый пар подводится к двум отдельно стоящим СК ЦВД
диаметром 255 мм. До клапанов имеется перемычка диаметром 175 мм
для выравнивания давления между паропроводами.
В паровых коробках СК установлены металлические сита, предохра-
няющие от попадания посторонних предметов в турбину. Пройдя СК, пар
поступает к четырем РК. За СК также имеется перемычка 0 175 мм, поз-
воляющая производить поочередную проверку работы СК на работающей
турбине путем полного их закрытия.
Каждый из четырех РК подает пар к одной из сопловых коробок,
вваренных в корпус. Сопловые сегменты первой (регулирующей) ступени
ЦВД установлены в сопловых коробках.
Паровпуск ЦВД находится со стороны второго подшипника, соот-
ветственно РВД выполнен левого вращения. Встречное направление пото-
ков пара в ЦВД и ЦСД выполнено с целью компенсации осевых усилий на
упорном подшипнике.
Пройдя регулирующую ступень и одиннадцать промежуточных сту-
пеней давления ЦВД, пар по двум паропроводам направляется в ПП мо-
дули ПГ, откуда поступает к двум СК ЦСД.
После СК ЦСД по четырем перепускным трубам пар поступает к че-
тырем РК ЦСД, которые в отличие от РК ЦВД регулируют расход пара
только в диапазоне до 30 % Л;'110М При больших нагрузках РК ЦСД полно-
стью открыты и в регулировании мощности не участвуют. После РК ЦСД
пар проходит 11 ступеней ЦСД и с параметрами Р= 1,3 кгс/см2 и
Т= 150 °C по двум перепускным трубам диаметром 1,52 м направляется в
ЦНД-
451
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАХТОРАЫН НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХСНАТРИЕВЫМТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
ЦНД двухпоточный. Каждый поток ЦНД состоит из четырех ступе-
ней. К выхлопным патрубкам ЦНД приварены конденсаторы, соединен-
ные между собой уравнительным патрубком.
Для обеспаривания паропроводов 11111 после отключения турбины
(закрытия СК ЦВД и ЦСД) выполнены сбросные линии электроприводной
арматуры на паропроводах ГПН для сброса пара в приемное устройство
конденсатора.
Фикс-пункт турбины расположен на средней раме передней части
ЦНД, и расширение турбины происходит в сторону переднего подшипни-
ка (до 30 мм) и незначительно (до 3 мм) - в сторону генератора.
Для снижения температурных напряжений в корпусе (фактор, огра-
ничивающий скорость пуска) и улучшения условий пуска турбины преду-
смотрены паровой обогрев фланцев и шпилек ЦВД и ЦСД и подвод
острого пара на передние уплотнения ЦВД. Для обеспечения правильного
режима работы и дистанционного управления системой дренажей при
пусках и остановах турбины предусмотрено групповое дренирование че-
рез расширитель дренажей в конденсатор.
Цилиндры ВД и СД турбины и корпуса СК облицовываются поверх
теплоизоляционного слоя специальной металлической обшивкой. Темпе-
ратура на поверхности изоляции не должна превышать 50 °C.
Общий вес турбины (без конденсатора, эжекторов и другого вспомо-
гательного оборудования) составляет 540 т, Вес наиболее тяжелых частей
турбины для монтажа (нижние части корпуса ЦНД) 70 т, для эксплуата-
ции (крышка ЦНД в сборе) - 70 т. Вес наиболее тяжелых частей генера-
тора для монтажа (статор) 210 т и для эксплуатации (ротор) 50 т.
Для равномерного прогрева и остывания ротора турбина снабжена
валоповоротным устройством, вращающим ротор турбины с частотой
вращения 3,4 об/мин. Оно приводится во вращение от электродвигателя
мощностью 30 кВт.
Предусмотрено дистанционное управление валоповоротным устрой-
ством с местного щита.
Система регулирования и защиты турбины
Турбина оборудована гидравлической системой регулирования, ко-
торая обеспечивает воздействие на органы парораспределения, состоящие
из СК и РК ЦВД и ЦСД.
Гидравлическая часть системы регулирования, состоящая из промежу-
точных, усилительных и исполнительных элементов (блок золотников регу-
лятора скорости - БЗРС, промежуточный золотник - ПЗ, сервомоторы СК
ВД и СК СД, главный сервомотор РК - ГСМ - РК), получает импульс от ре-
гулятора скорости (PC) центробежного типа, являющегося датчиком часто-
ты вращения.
452
ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Для передачи воздействия от электрических систем управления на ис-
полнительные механизмы гидравлической системы регулирования служит
быстродействующий электрический вход - электромагнитный выключатель
(ЭМВ).
Механизм управления турбиной (МУТ) осуществляет:
1) зарядку ЗРБ;
2) управление клапанами СК ВД и СД, РК ВД и СД;
3) изменение скорости вращения ротора турбины с возможностью
синхронизации генератора при любой аварийной частоте в системе;
4) изменение нагрузки.
МУТ приводится в действие вручную по месту или дистанционно с
БЩУ. Дистанционное управление позволяет переместить РК от положе-
ния холостого хода до номинальной нагрузки за 45 секунд. Через МУТ
осуществляется введение воздействий от защитного регулятора давления
острого пара.
ЭМВ осуществляет воздействие на систему защиты турбины по сиг-
налам в соответствии с условиями защиты и блокировок турбины блока.
При срабатывании ЭМВ закрываются СК и РК ВД и СД и осуществляется
автоматическое отключение генератора от сети. Взаимодействие узлов си-
стемы регулирования турбины при срабатывании ЭМВ аналогично сраба-
тыванию автомата безопасности (АБ) или допзащиты.
САР поддерживает частоту вращения ротора с неравномерностью
4,5±0,5 %.
Нечувствительность САР во всем диапазоне нагрузок составляет не
более 0,3 %.
Турбина снабжена механическим ограничителем мощности с руч-
ным приводом, используемым в особых случаях для ограничения откры-
тия РК. Действует ОМ односторонне, не препятствуя закрытию РК, В мо-
мент достижения мощностью уставки ОМ на БЩУ автоматически подает-
ся сигнал «Убавить нагрузку» для предупреждения персонала о необхо-
димости прекратить увеличение нагрузки, а также для предотвращения
длительной работы турбины на ОМ, ухудшающей условия поддержания
частоты сети.
Система защиты обеспечивает закрытие СК и РК ВД и СД:
1) при повышении оборотов ротора на 11-И2 % сверх номинальной
от действия центробежных выключателей (бойков);
2) при повышении оборотов на 14 % сверх номинальной - от дей-
ствия дополнительной защиты;
3) от действия защит на останов турбины, подающих импульс на
ЭМВ.
453
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Система защиты от разгона позволяет раздельно испытать каждый
из бойков на Х.Х, как повышением оборотов, так и без повышенпя, а так-
же под нагрузкой подачей масла на отключенный боек. Регулятор без-
опасности имеет указатель срабатывания бойков.
Поступление пара в турбину может быть прекращено посадкой СК,
РК нажатием на кнопку аварийного отключения (КАО) на первом под-
шипнике турбины или дистанционно с БЩУ - ключом отключения.
К системе защиты относятся также обратные клапаны (КОС-1,3,4,5,6),
предназначенные для предотвращения разгона турбины обратным потоком
пара из ПНД и ПВД, КОСы имеют гидроприводы одностороннего действия -
только на закрытие. Рабочая жидкость для приводов КОС - основной конден-
сат с напора КН.
На турбинах выполнен монтаж электронного автомата безопасности
(ЭПЗ-800) с предупредительной сигнализацией - 3050 об/мин и аварийной
- 3300 об/мин. Он работает параллельно механическому АБ. Импульс на
отключение турбины идёт также на ЭМВ турбины,
Маслосистемы турбины
Надежная работа подшипников турбины и генератора возможна
только при непрерывной подаче смазки, в качестве которой применяют
органическое или синтетическое масло.
Масляная система турбины К-210-130-3 работает на масле ТП-22 С
ГОСТ 9972-74.
К системе смазки турбины предъявляются следующие требования;
• высокая надежность системы. Для ее обеспечения применяют дуб-
лирование и резервирование элементов;
• пожаробезопасность. Органическое масло, применяемое в системе
смазки и регулирования, возгорает при температуре 176 °C. Поэтому в
условиях эксплуатации должно быть исключено попадание масла на горя-
чие части турбины, паропроводы и пропитывание теплоизоляции парами
масла;
• возможность длительного использования масла. Контроль качества
масла и эксплуатация масляной системы должны производиться таким
образом, чтобы обеспечить сохранение пригодности масла к эксплуатации
в течение длительного времени.
Масляная система турбины К-210-130 предназначена для питания
маслом системы регулирования при давлении 20 кгс/см2 и системы смазки
подшипников турбины при давлении 1 кгс/см2 на уровне подшипников.
Масляная система турбины (см. рис. 5.66) состоит из главного мас-
лобака (ГМБ), пускового маслонасоса (ПМН), резервного маслонасоса
(РМН), аварийного маслонасоса (АМН), трех маслоохладителей (МОТ),
454
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
системы маслоснабжения уплотнений вала генератора, маслопроводов и
арматуры.
Установка масляного бака турбины выше уровня ее оси для созда-
ния подпора на всасывающей стороне главного маслонасоса недопустима
из-за опасности пожара. Поэтому масляный бак располагают ниже отметки
обслуживания турбины вблизи переднего подшипника (на стороне, проти-
воположной генератору).
Подача масла в систему регулированпя осуществляется с помощью
центробежного насоса - главного маслонасоса.
Рис. 5.66. Маслосистема турбины: 1 - главный маслобак (ГИБ)-28 м3;
2 - главный масляный насос (ГМН); 3 - пусковой масляный иасос (ПМН); 4 - резервный
масляный насос (РМН); 5 - аварийный масляный насос (АМН); 6 - система регулирования
турбины (СР); 7 - маслоохладители турбины (МОТ) ~ 3 шт.; 8 - система уплотнения вала
генератора (УВГ)
Корпус насоса (ГМН), состоящий из двух частей, соединяемых гори-
зонтальным разъемом, устанавливается через центрирующую прокладку в
корпусе переднего подшипника. Рабочее колесо насоса выполнено сим-
метричным, с двусторонним подводом масла из всасывающего патрубка.
Привод насоса осуществляется от вала турбины через гибкую муфту
и торсионный валик, проходящий внутри вала насоса. Вал опирается на
два опорных подшипника скольжения, смазка к которым подается по двум
трубам из напорного патрубка насоса. Осевое усилие воспринимается
баббитовой заливкой, выполненной на торцевой части левого опорного
подшипника. Для уплотнения всасывающих камер служат уплотнитель-
ные кольца.
В систему смазки масло подается с помощью двух инжекторов,
установленных в ГМБ и включенных последовательно.
Часть масла, поступающая из линии нагнетания главного масляного
насоса в сопло инжектора первой ступени, позволяет получить на входе в
главный масляный насос гарантированное избыточное давление (подпор
1 кгс/см2).
455
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Часть масла из линии нагнетания инжектора первой ступени направ-
ляется в камеру смещения инжектора второй ступени. К соплу этого ин-
жектора подводится масло также от линии нагнетания главного масляного
насоса. Со второго инжектора масло под давлением 3 кгс/см2 поступает в
маслоохладители, после чего подается в подшипники турбины и в систему
масляного уплотнения вала генератора.
Регулирование давления масла в системе смазки производится слив-
ным клапаном, установленным за маслоохладителями на уровне отм+9,0 м.
Давление масла на уровне подшипников турбины должно быть
0,9-1,0 кгс/см2. После подшипников масло собирается в коллектор и сли-
вается в ГМБ.
Для обеспечения работы маслосистемы в период подготовки к пуску
и останову турбины предусматривается ПМН типа ЦНСМ-300х480 с
G = 195 м3/ч и Р = 21,2 кгс/см2 при 1000 об/мин.
При проведении гидроиспытаний системы регулирования штатный
электродвигатель ПМН меняют на электродвигатель типа А-12-52-4, при
этом производительность и напор достигают 300 м3/ч и 48 кгс/см2 соот-
ветственно при 1500 об/мин.
Для обеспечения работы подшипников турбины при аварийном
снижении давления масла в системе смазки маслосистема снабжена РМН
G = 150 м3/ч и Р = 2,8 кгс/см2 типа Д200-36 с ириводным электродвигате-
лем переменного тока типа АО2-71-4 и АМН G = 108 м3/ч и Р = 2,2 кгс/см2
типа Д200-36 с приводным электродвигателем постоянного тока типа П-62.
Пусковой, резервный и аварийный маслонасосы установлены на
отм. 0,0, что снижает опасность возникновения пожара.
Система смазки, в значительной степени определяющая надежность
работы всего турбоагрегата, снабжается системой защиты. Импульсом для
срабатывания системы защиты является давление в маслопроводе за мас-
лоохладителями, на котором установлены три специальных реле давления
сильфонного типа. Реле через микровыключатели, включают резервный н
аварийный масляные насосы при снижении давления и отключают турби-
ну и валоповоротное устройство при недопустимом падении давления
смазки.
Защита на отключение ТГ по снижению давления масла на смазку до
0,3 кгс/см2 выполнена по схеме 2 из 3 приборов.
РМН и АМН автоматически включается в работу при снижении дав-
ления в системе смазки 0,7 кгс/см2 и 0,5 кгс/см2 соответственно. При сни-
жении давления до 0,3 кгс/см2 автоматически отключается турбина и по-
дается запрет на включение валоповоротного устройства (ВПУ).
Главный маслобак турбины К-210-130 (см. рис. 5.67) сварной кон-
струкции имеет рабочую емкость 28 м3.
456
J. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ МА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Рис. 5.67. Конструктивная схема главного маслобака: 1 - грязный отсек; 2 - промежуточный
отсек; 3 — чистый отсек; 4 — фильтры грубой очистки; 5 — фильтры тонкой очистки
Масляный бак выполняет две основные функции:
• во-первых, он служит емкостью, обеспечивающей маслом систему
смазки и регулирования;
• во-вторых, в баке масло отстаивается от воздуха, воды, механиче-
ских примесей, а также от вредных продуктов разложения масла и корро-
зии поверхностей масляной системы и системы регулирования.
Выполнить свое назначение масляный бак может лишь при правиль-
ной конструкции и заботливой эксплуатации. Именно от масляного бака в
первую очередь зависит срок службы масла. При правильной эксплуата-
ции этот срок может достигать 10 лет и более, в то время как при небреж-
ном отношении он может не достичь и года.
Масляный бак должен иметь достаточно большие размеры. При не-
достаточной вместимости бака масло, поступающее из подшипников с
определенным содержанием воздуха и влаги, не успевает восстановить
свои прежние свойства и постепенно приобретает характер эмульсии. При
этом его смазывающие свойства ухудшаются и, следовательно, температура
в смазочном слое на упорных колодках подшипника повышается, что спо-
собствует более быстрому старению масла и сокращает сроки его замены.
457
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИИА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Кроме того, при большом содержании воздуха в масле может проис-
ходить образование воздушных мешков во всасывающих полостях ре-
зервных и аварийных масляных насосов, а это при пуске насосов может
вызвать срыв их работы.
Поэтому во всех элементах системы смазки следует предупреждать
возможность насыщения масла воздухом, а в масляном баке - создавать
благоприятные условия для его выделения. Время всплывания пузырька
воздуха тем меньше (а значит, выделение воздуха тем интенсивнее), чем
крупнее нузырьки и чем меньше вязкость масла. Слив масла как из под-
шипников, так и в масляный бак должен быть плавным, спокойным. В бак
сливают нагретое масло, чтобы его вязкость была меньше.
Масло должно находиться в масляном баке определенное мини-
мальное время, в течение которого оно освобождается от влаги и воздуха.
Для турбины К-200-130 ЛМЗ ёмкостью бака 28 т расход масла составляет
4 т/мин. Следовательно, в правильно сконструированном баке каждый
литр масла находится в нем всего 7 мин. Полная Ёмкость масляной систе-
мы турбины 32 м3.
Все пространство бака разделено промежуточными фильтрующими
перегородками на три отсека: грязный, промежуточный и чистый. В гряз-
ный отсек поступает масло от подшипников (наиболее насыщенное воз-
духом и влагой), которое подается на медную сетку с мелкой ячейкой,
расположенную под зеркалом масла грязного отсека. Это позволяет по-
дать масло тонким слоем, что способствует выделению воздуха. Кроме
того, мелкая сетка препятствует увлечению воздуха потоком масла в глубь
бака.
Затем через фильтры грубой очистки масло проходит в промежуточ-
ный отсек. Фильтры грубой очистки представляют собой две сетки, выпол-
ненные из латунной проволоки с размером ячейки в свету 250-400 мкм,
В грязный отсек, но обязательно под уровень сливается относитель-
но чистое масло из системы регулирования. Это позволяет избежать
насыщения чистого масла воздухом.
Дно масляного бака имеет уклон для возможности периодического
слива шлама, отстоя влаги и грязи.
Чистый отсек отделен от промежуточного сетчатыми фильтрами
тонкой очистки 5 с размером ячейки 100-125 мкм. На сетках фильтров
тонкой очистки устанавливают «заплаты» из сетки с очень мелкой ячей-
кой (20: 40 мкм и меньше), которые существенно не увеличивают сопро-
тивление фильтра, но позволяют за определенное время уловить мель-
чайшие механические примеси. Конструкция ГМБ позволяет производить
быструю и безопасную чистку фильтров при работе турбины.
458
5. ОБОРУДОВАНИЕМ СИСТЕМЫ АЭС С PEA/TTOPAMI-Г НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Общий патрубок забора масла пускового масляного, резервного и
аварийного насосов размещают как можно ниже для того, чтобы брать де-
аэрированное масло. При этом, конечно, учитывается, что придонный
слой масла содержит механические примеси, влагу и шлам.
Бак имеет поплавковый указатель уровня с электрической сигнали-
зацией при крайних допустимых верхнем и нижнем уровнях поплавка.
Верхняя часть масляного бака вентилируется с помощью эксгаусте-
ров (вытяжных вентиляторов). Такая вентиляцпя необходима, так как по-
ступающее масло на уплотнения генератора с водородным охлаждением
насыщается водородом, который заносится в масляный бак. Образование
гремучего газа (смеси воздуха и водорода, выделяющегося из масла в ба-
ке) грозит взрывом, поэтому необходима постоянная вентиляция бака.
Наряду с этим она способствует выделению воздуха из масла.
Для удаления масляных паров от подшипников № 2, 3,4, 5 выполне-
ны отсосы, которые тоже заведены на ЭВ.
Для охлаждения масла, поступающего к подшипникам, предусмат-
риваются три вертикальных маслоохладителя (МОТ) поверхностного типа
МБ-63-90 с поверхностью охлаждения (63+5%) м2 и номинальным расхо-
дом масла через каждый маслоохладитель 90 м3/ч (см. рис. 5.68). МОТ
включены по воде и маслу параллельно.
Масло в маслоохладителе движется в межтрубном пространстве.
Охлаждающая вода поступает в нижнюю водяную камеру, разделен-
ную перегородкой. Из водяной камеры вода поступает в трубки, завальцо-
ванные в нижней и верхней трубных досках, проходит в верхнюю водя-
ную камеру, поворачивает на 180° и по трубкам возвращается в нижнюю
водяпую камеру и удаляется на слив.
Нижняя трубная доска закреплена жестко через прокладки между
фланцем корпуса и фланцем водяной камеры. Вся трубная система вместе с
верхней трубной доской должна свободно расширяться вверх, поэтому верх-
няя трубная доска соединяется с корпусом через податливое соединение.
Расход охлаждающей воды на каждый МОТ 140 м?7ч, при этом гид-
равлическое сопротивление равно 1,9 м вод. ст. Во избежание попадания
воды в масло в случае появления неплотностей в вальцовке трубок нельзя
допускать, чтобы давление масла в МОТ было ниже давления охлаждаю-
щей воды, а давление воды превышало 1 кгс/см2.
Допускается отключение одного из МОТ по охлаждающей воде и по
маслу для очистки при полной нагрузке турбины и температуре охлажда-
ющей воды не выше 30 °C.
Трубопроводы маслосистемы снабжены стальной арматурой. На
трубопроводе слива масла из каждого подшипника имеется смотровое ок-
но для контроля поступленпя масла на подшипники. Фланцевые соедине-
459
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
ния напорных маслопроводов выполняются типа «выступ-впадина». Со-
единительные элементы маслопроводов (тройники, переходы и пр.) вы-
полняются точёными.
Рнс. 5.68. Маслоохладитель: 1 - нижняя водяная камера с перегородкой;
2 - трубки; 3 - верхняя водяная камера; 4 - соединение верхней трубной доски с корпусом;
5 - верхняя трубная доска; 6 - ннжняя трубная доска
Трубопроводы маслосистемы, проходящие близко от горячих узлов,
устанавливаются в специальные короба, чтобы в случае протечки масло
не попадало на горячие части.
После монтажа и заливки масляная система испытывается двойным
рабочим давлением. Система регулирования испытывается давлением
масла 40 кгс/см2, а система смазки - давлением 2-:-3 кгс/см2.
460
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Конденсационная установка
Конденсационная установка (рис. 5.69) состоит из конденсаторной
группы, воздухоудаляющего устройства и конденсатных насосов.
Конденсаторная группа состоит из двух поверхностных конденсато-
ров общей поверхностью охлаждения 9000 м2 и предназначена для:
1) приема отработанного пара из ЦНД турбины;
2) приема обессоленной воды в количестве до 90 т/ч (постоянный
добавок);
3) приема пара, сбрасывемого через БРОУ, из паропровода 13 ата, из
горячих ниток промперегрева в период вывода блока (петли) на мощ-
ность, остановки и аварийного сброса нагрузки суммарно 300 т/ч при дав-
лении 6 кгс/см2 (абс.) и температуре 200 °C. Для охлаждения сбрасывае-
мого пара в приемном устройстве конденсатора предусматривается под-
вод конденсата от напорной линии КН;
4) приема горячего конденсата из растопочного расширителя 3PP-13;
5) приема конденсата греющего пара и дренажей прогрева.
На всас КН
Рис. 5.69. Принципиальное устройство конденсатора:
1 - люки водяных камер конденсаторов; 2 - трубный пучок; 3 - перегородка; 4 - водяные
камеры; 5 - анкерные болты; 6 - конденсатосборник; 7 - люки пароводяного пространства;
8 - ПНД-1; 9 - горловина конденсатора
Корпус конденсатора цельносварной с вваренными в него промежу-
точными трубными досками. Водяные камеры образуют одно целое с кор-
пусом и закрываются съемными крышками. Оба корпуса конденсаторной
группы соединяются уравнительным патрубком. С целью уменьшения
461
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
термических напряжений и предотвращения разрушения вальцовочных
соединений на корпусах конденсаторов предусмотрены линзовые компен-
саторы, обеспечивающие смещение трубных досок относительно корпуса.
Для компенсации тепловых расширений корпус конденсатора устанавли-
вается на пружинных опорах.
Каждый конденсатор турбины имеет отдельный подвод и отвод
охлаждающей воды с отключающей арматурой, что дает возможность от-
ключать один корпус по водяной стороне и производить чистку трубок на
ходу при работе турбины со сниженной нагрузкой. Снижение нагрузки
при этом определяется допустимой температурой в выхлопной части ци-
линдра, которая не должна превышать 60 °C.
Трубный пучок выполнен из 11000 трубок диаметром 30x1 (мм),
длиной 8055 мм, изготовленных из материала МНЖ-5-1. Вес конденса-
торной группы (в тоннах):
1) конденсаторов без воды.................................218
2) конденсаторов с заполненным водяным пространством......333
3) конденсаторной группы с водой в паровом пространстве...608
4) устанавливаемых трубок................................83,3
Конденсаторы имеют встроенные в паровую часть специальные ка-
меры, в которые устанавливаются две секции ПНД-1.
Гидравлическое сопротивление каждого конденсатора при чистых
трубках и расходе охлаждающей воды 12 500 м3/ч (суммарный расход на
турбину 25 000 м3/ч) составляет 3,8 м вод. ст. Наибольшее допустимое ра-
бочее давление охлаждающей воды составляет 1,0-: 2,5 кгс/см2.
Конструкция конденсационной установки, включая арматуру, позво-
ляет поддержать воздушную плотность вакуумной системы, обеспечива-
ющую величину присосов воздуха не более 30 кг/ч. Величина присоса
охлаждающей воды в паровое пространство конденсатора не должна быть
выше 0,001 % от расхода пара в конденсаторе.
В состав воздухоудаляющего устройства для создания и поддержа-
ния вакуума в основных конденсаторах турбоустановки входит следую-
щее оборудование:
• Два основных трехступенчатых эжектора (ОЭ) типа ЭП-3-750-1.
Назначение - отсос воздуха и обеспечение нормального процесса тепло-
обмена в конденсаторах. Источник питания ОЭ - пар коллектора С.Н.
6 ата в режимах пуска и останова или пар из бака деаэратора в режимах
нормальной эксплуатации. Оба ОЭ по пару и конденсату включены па-
раллельно. В работе участвует один ОЭ, второй ОЭ является резервным.
Расход пара на один ОЭ 750 кг/ч. ОЭ охлаждаются основным конденса-
том. Гидравлическое сопротивление ОЭ при расходе охлаждающего кон-
денсата 100 т/ч составляет 1 м вод. ст. Слив конденсата рабочего пара по
462
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
ступеням выполнен каскадно из 3-й ступени во 2-ю и далее в первую. Из
первой ступени конденсат отводится в ОК.
• Один одноступенчатый пусковой эжектор (ЭП) типа ЭП-1100-1
предназначен для быстрого поднятия вакуума в ОК при пусках турбины
до 5004-600 мм рт. ст. Источники рабочего пара для ЭП те же, что и для
ОЭ. Расход пара на ЭП 1100 кг/ч. Выхлоп ЭП осуществляется в атмо-
сферу.
• Водоструйный эжектор (ВСЭ). Используется при режимах пуска и
при нормальной работе. Рабочей средой для ВСЭ служит вода с напора
НТВ-1 при давлении 3,5-ь4 кгс/см2. Выхлоп ВСЭ осуществляется в слив-
ной циркводовод. ВСЭ имеет высокую производительность и создаваемое
разрежение.
В турбоустановке предусмотрены три конденсатных насоса (КН)
вертикального типа КСВ-320-160 для откачки конденсата из ОК и подачи
его в деаэратор через ОЭ и систему регенерации низкого давления
(рис. 5.70). Насосы трехступенчатые, производительность каждого из
насосов составляет 320 м3/ч при манометрическом напоре 16 кгс/см2.
Рнс. 5.70. Конденсатный насос (насосный агрегат КсВ 320-160):
1 - насос; 2 - упругопальцевая муфта; 3 - фонарь; 4 - электродвигатель
463
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Нри номинальной нагрузке турбины работают два насоса, третий яв-
ляется резервным. Каждый КН приводится в действие от электродвигате-
ля переменного тока с короткозамкнутым ротором типа АВ-113-4 мощно-
стью 250 кВт.
Охлаждающая вода для ОК, газоохладителей генератора, МОТ пода-
ется из напорных циркводоводов. Суммарный расход охлаждающей воды
на турбоустановку 26 000 м3/ч. Для очистки охлаждающей воды, поступаю-
щей на МОТ и газоохладители генератора от механических примесей, уста-
навливаются два фильтра с поворотными сетками для промывки на ходу.
Регенеративная установка низкого давления
Система регенерации низкого давления входит в состав регенера-
тивной установки турбины и выполняется преимущественно однопоточ-
ной, с нагревом воды в одной группе - подогревателей низкого давления.
Нодогреватели низкого давления, используемые в регенеративной
системе турбоустановки, применяют двух типов: поверхностные и смеши-
вающие.
В поверхностных подогревателях греющий пар и нагреваемая среда
(конденсат) разделены металлом трубок. Нагрев воды осуществляется за
счет конденсации греющего пара в межтрубном пространстве и передачи
тепла через металл трубок.
В смешивающих (контактных) подогревателях греющий пар и
нагреваемая среда вступают в непосредственный контакт и смешиваются,
при этом происходит конденсация пара.
Для успешной работы подогревателей необходима определенная раз-
ность температур греющего пара и нагреваемой среды и удаление из паро-
вого пространства неконденсирующих газов, затрудняющих теплообмен.
Назначение и состав системы регенерации низкого давления
В системе регенерации низкого давления турбоуетановки К-210-130
(рис. 5.71) применяются подогреватели поверхностного типа.
нзПНД-1
насос
Рис. 5.71. Регенеративная установка низкого давления
464
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Система регенерации низкого давления турбины К-210-130 предна-
значена для многоступенчатого регенеративного подогрева основного
конденсата паром, отбираемым из отборов турбины, и за счет этого по-
вышается экономичность турбоустановки. В регенеративной установке
предусмотрены вспомогательные теплообменники: сальниковый подогре-
ватель (НС-50) и эжекторы (ЭО-А, Б), передающие теплоту основному
конденсату.
Система регенерации низкого давления турбины К-210-130 состоит
из четырех подогревателей низкого давления ПНД-1,2,3,4, включенных
последовательно по основному конденсату (рис. 5.72).
Рис. 5.72. Конструкция ПНД: 1 - крышка ПНД; 2 - перегородка; 3 - трубная доска;
4 - дистанционирующие перегородки; 5 - корпус ПНД; 6 - трубный пучок;
7 - водоуказательное стекло
465
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОР АМН НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Основными элементами тепловой схемы включения ННД являются:
• поверхностные подогреватели низкого давления;
• охладители пара уплотнений и эжекторов;
• конденсатные и сливные насосы (КН-А,Б,В и СН-А,Б);
• система трубопроводов основного конденсата с арматурой;
• паропроводы отборов пара с арматурой и резервный пар с ПК на
ПНД-4;
• система отвода конденсата греющего пара с арматурой;
• система отвода паровоздушной смеси из подогревателей;
• система дренажей и воздушников.
Основной конденсат через ПС-50, эжектора и подогреватели низкого
давления подается из конденсатора конденсатными насосами в деаэратор.
Арматура на входе и выходе основного конденсата, на подводе пара
и отводе конденсата греющего пара из подогревателей позволяют при
необходимости отключить по основному конденсату и пару подогревате-
ли низкого давления во время работы.
Пар к подогревателям низкого давления подается из отборов турби-
ны, в ПНД-4,3,2 подается соответственно из 4, 5, 6 отборов турбины. На
паропроводах отборов подачи пара на ПНД устанавливаются отключаю-
щие задвижки и КОС, закрывающиеся при срабатывании защит турбины.
Отвод конденсата греющего пара из корпусов ПНД осуществляется
каскадной схемой: ПНД-4 —> ПНД-3 —> ПНД-2 —» конденсатор турбины.
Из ПНД-2 конденсат греющего пара откачивается сливным насосом либо
в ОК (при промывках парового пространства ПНД), либо возвращается в
линию основного конденсата за ПНД-2. Каждый ПНД снабжен регулиру-
ющим клапаном отвода КГП и приборами контроля уровня.
Для улучшения процесса теплообмена предусмотрен отсос некон-
денсирующих газов в ОК турбины. Отвод паровоздушной смеси из ПНД
осуществляется каскадной схемой: ПНД-4 —> ПНД-3 —» ПНД-2 —» конден-
сатор турбины. Отсос паровоздушной смеси из ННД-1А,Б выполнен в
конденсатор турбины.
Система дренажей и воздушников системы регенерации низкого
давления включает:
• линии опорожнения трубопроводов основного конденсата;
• линии опорожнения корпусов ПНД и трубопроводов греющего пара;
• воздушники выпуска воздуха из трубной системы подогревателей
низкого давления турбины К-210-130 блока №3, расположенные
на отм. 9.0 машзала.
466
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
В состав системы регенерации низкого давления входят два основ-
ных эжектора типа ЭП-3-750 с параметрами рабочего пара Р = 6 кгс/см2
(абс.), G = 750 кг/ч.
Техническая характеристика подогревателей и охладителей системы
регенерации низкого давления приведена в табл. 5.23.
Таблица 5.23
Техническая характеристика подогревателей и охладителей системы
регенерации низкого давления
Наименова- ние обору- дования Тип 1 Т-Г Поверхность нагрева, м2 Гидравлическое сопротивление Максимальное рабочее давление (кгс/см)
расход воды, м3/ч сопротив- ление, м вод. ст. в паровом пространст- ве в водяном пространст- ве
ПНД-1 Встроен в конденсатор 280 440 3,2 вакуум 15,0
ПНД-2 ПН-350-16-7- ПМ 350 490 5,95 6 15,0
ПНД-3 ПН-350-16-7 ПМсОД 350 575 5,4 6 15,0
ПНД-4 ПН-350-16-7- ПМсОП 350 575 5,8 6 15,0
ПС ПС-50-2 50 400 1,3 1,5 16,0
Подогреватели низкого давления ПНД-4,3,2 представляют собой ко-
жухотрубные теплообменники вертикального типа, основными узлами ко-
торых являются (см. рис. 5.73):
• корпус;
• трубная система;
• съемная водяная камера.
467
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТР ОСТА НИМИ С РЕАКТОРА МИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рис. 5.73. Общий вид подогревателя ПН-350-16-7: А - вход основного конденсата;
Б - выход основного конденсата; В - подвод греющего пара; Г - отвод конденсата греющего
пара; Д - подвод конденсата греющего пара; Е - подвод парогазовой смеси; Ж - отвод
парогазовой смеси
Корпусы подогревателей ПНД-4,3,2 состоят из цилиндрической обе-
чайки, к нижней части которой приварено штампованное эллиптическое
днище, а к верхней части фланец для соединения с трубной системой и
водяной камерой.
В верхней части корпуса подогревателей ПНД-4,3,2 расположен иа-
трубок подвода пара, а ниже располагаются патрубок подвода КГП из по-
догревателей с более высоким давлением, патрубок подвода воздуха, па-
трубок отвода воздуха, патрубок отвода КГП, муфты для подсоединения
водоуказательного стекла, а также патрубок регулятора уровня конденсата
в корпусе.
468
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Трубная система состоит из трубной доски, каркаса, теплообменных
трубок [7-образной формы, завальцованных в трубную доску, кожуха и
направляющих перегородок. На ПНД-1,2,3,4 латупные трубки заменены
на нержавеющие.
Съемная водяная камера снабжена патрубками подвода и отвода ос-
новного конденсата. Внутренний объем камеры разделен перегородками
на отсеки, благодаря которым вода совершает необходимое количество
ходов.
Для установки подогревателей ПНД-4,3,2 в рабочее положение к
корпусу привариваются две опоры.
Подогреватели ПНД-4,3,2 имеют следующие конструктивные осо-
бенности:
• для лучшего распределения потока пара трубные системы заключе-
ны в кожух, плотно облегающий трубный пучок;
• кожух с гидрозатвором в нижней части корпуса устраняет холостые
протечки пара и обеспечивает равномерный подвод пара к трубному пуч-
ку, что уменьшает возможность возникновения вибрации трубок и увели-
чивает его надежность;
• с помощью направляющих перегородок характер омывания потоком
пара трубок в пучке приближается к поперечному и одновременно пере-
городки повышают жесткость трубного пучка.
Подогреватель низкого давления ПНД-3 имеет охладитель дренажа
(ОД). Охлаждение достигается путем пропуска части основного конденса-
та через дренаж греющего пара. В подогревателе типа с ОД поверхностью
охладителя дренажа является часть основной поверхности подогревателя
в зоне 1-2 ходов нагреваемого конденсата, заключенная в специальный
кожух, в нижней части которого расположен вход КГП. В верхней части
кожуха имеется патрубок для отвода охлажденного КГП.
Подогреватель низкого давления ПНД-4 выполнен со встроенным
охладителем греющего пара. В подогревателе часть поверхности нагрева в
конце четвертого хода нагреваемого конденсата выделена под охладитель
пара (ОП).
Подогреватель низкого давления ПНД-1 конструктивно встроен в
конденсатор турбины. Трубная система образована [7-образными трубка-
ми, завальцованными в трубную доску. КГП из ПНД-1 направляется через
гидрозатвор в конденсатосборник ОК турбины. Пар на ПНД-1 подается из
седьмого отбора и концевых лабиринтовых уплотнений ЦВД и ЦСД тур-
бины.
Для отсоса пара из концевых уплотнений турбины служит вакуум-
ный охладитель типа ПС-50, снабженный эжектором, поддерживающим
давление в охладителе 0,95^0.97 кгс/см2. Пар на эжектор ПС-50 подается
469
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
из головки деаэратора, либо из бака деаэратора, либо из коллектора 6 ата.
Для использования тепла отсасываемой среды и тепла пара эжектора
ПС-50 в охладитель подается основной конденсат. Конденсат пара уплот-
нений через маслоуловитель и двухметровый гидрозатвор подается в рас-
ширитель дренажей низкого давления (РДНД) и далее направляется в ОК
турбины.
Водопитательная установка
Для надежной работы оборудования и трубопроводов станции пред-
назначена водопитательная установка, которая обеспечивает поддержание
требуемых параметров и качества питательной воды.
Качество питательной воды достигается деаэрацией, т. е. удалением
растворенного в ней воздуха, или удалением растворенного в ней агрес-
сивного газа. Воздух, растворенный в конденсате, питательной и подпи-
точной воде, содержит агрессивные газы (кислород, углекислота), вызы-
вающие коррозию оборудования и трубопроводов станции.
Основное коррозионное воздействие на металл оборудования и тру-
бопроводов станции оказывает кислород, тем более что содержание его в
воздухе и при растворении в воде весьма значительное. Углекислый газ
действует коррозионным образом самостоятельно и как катализатор
агрессивного воздействия кислорода.
Термическую деаэрацию воды применяют для удаления растворен-
ного в ней воздуха. Кислород, оставшийся в воде после термической де-
аэрации, дополнительно обезвреживают, связывая его химическим реа-
гентом (гидразином).
При нагреве воды при постоянном давлении растворенные в ней га-
зы постепенно выделяются. Когда температура воды повышена до темпе-
ратуры насыщения, парциальное давление водяного пара над уровнем
воды достигает полного давления над водой, а парциальное давление и
содержание в воде газов снижается до нуля, вода освобождается от рас-
творимых в ней газов. Недогрев воды до температуры насыщения при
данном давлении увеличивает остаточное содержание в ней газов, в част-
ности кислорода.
Для надежного удаления кислорода и других газов из воды при тер-
мической ее деаэрации необходимо, кроме поддержания температуры
насыщения при данном давлении, обеспечить достаточное время и доста-
точную поверхность соприкосновения греющего пара с деаэрируемой во-
дой, отвод газов из деаэратора.
470
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Назначение и состав водопитательной установки
Водопитательные установки (ВНУ) третьего контура блока №3 Бе-
лоярской АЭС предназначены для снабжения парогенераторов (ПГ) пита-
тельной водой требуемых параметров и качества.
В состав блока №3 входят три независимых ВПУ с подачей пита-
тельной воды в соответствующий парогенератор.
В состав каждой ВПУ входят:
• деаэратор смешивающего типа, состоящий из деаэраторного бака
БД-100 и приваренной к нему деаэраторной колонкой ДСП-800;
• три питательных электронасоса (ПЭН) типа ПЭ-380-185/200;
• один аварийный питательный насос (АПЭН);
• трубопроводы питательной воды от деаэратора до ПЭН и АПЭН,
трубопроводы питательной воды от ПЭН до ПГ;
• арматура и КИП.
Деаэратор выполняет следующие функции:
• деаэрирует конденсат, поступающий в него из ПНД, обеспечивая
надежную работу ПВД и, главное, парогенератора;
• повышает температуру конденсата до температуры насыщения, от-
вечающей давлению в деаэраторе, т. е. работает как регенеративный подо-
греватель смешивающего типа;
• создает запас питательной воды для парогенератора.
Первые две функции выполняет деаэраторная колонка, третью -
аккумуляторный бак, на котором устанавливается сама колонка.
Деаэраторный бак представляет собой горизонтальный цилиндри-
ческий сосуд с вертикальной горловиной, к которой приварена деаэраци-
онная колонка. Толщина стенки цилиндрической части бака - 12 мм,
днища - 20 мм.
Основные параметры деаэраторного бака:
рабочее давление, ата.......................................7
рабочая температура, °C.....................................162
пробное гидравлическое давление, ата........................9
предельно-допустимое давление при работе предохранительных
клапанов, ата.............................................7,6
емкость рабочая, м3.........................................100
Деаэраторная колонка смешивающего типа (см. рис. 5.74) повы-
шенного давления ДСП-800 представляет собой цилиндрический корпус,
в котором установлены горизонтальные тарелки (перегородки) с толщи-
ной стенки 12 мм. Толщина днища 16 мм.
471
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРА МИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛВМ
Рис. 5.74. Конструкция деаэрационной колонны: 1 - подвод воды; 2 - смесительное
устройство; 3 - переливное устройство; 4 - дырчатая тарелка; 5 - пароперепускная тарелка;
6 - сливной канал; 7 - барботажная тарелка; 8 - переливной порог; 9 - гидрозатвор;
10 - корпус; 11 - водослив; 12 - бак-аккумулятор; 13 - подвод пара; 14 - пароперепускиая
труба; 15 - гидрозатвор; 16 - барботажный слой; 17 - выпар
Основные параметры деаэраторной колонки:
производительность по воде, т/ч...........................800
наружный диаметр, мм.....................................3430
полная высота, мм........................................4000
рабочее давление, ата.....................................7
рабочая температура, °C...................................162
количество тарелок, шт....................................2
вес колонки, заполненной водой, т........................25,0
Вес деаэраторного бака с деаэрационной колонкой без воды -
33,85 т.
В деаэраторный бак поступают следующие потоки:
• конденсат греющего пара ПВД;
• пар на барботажное устройство из паропроводов С.Н.
472
J. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Из деаэраторного бака выходят следующие потоки:
• пар на уплотнения и эжекторы ТГ;
• питательная вода на всас питательных и аварийных питательных
насосов;
• опорожнение деаэратора в расширительный бак грязного конденсата;
• аварийный перелив деаэратора в РБГК;
• выпар в атмосферу или на ПС-50.
В деаэраторную колонку поступают следующие потоки:
• основной конденсат после ПНД-4;
• греющий пар деаэраторов из отборов ТГ или паропровода С.Н.;
• конденсат от технологических конденсаторов;
• питательная вода, поступающая из линий рециркуляций питатель-
ных и аварийных питательных насосов;
• конденсат от растопочного расширителя РР-13;
• чистый конденсат из БЧК. Возможна подача ХОВ с ХВО.
Поступающий в деаэраторную колонку основной конденсат прохо-
дит последовательно через отверстия в тарелках и попадает на барботаж-
ный лист. Греющий пар поступает по трубопроводу под барботажный
лист к его отверстиям и проходит через них, создавая под листом устой-
чивый паровой слой. Избыток греющего пара по трубопроводу поступает
в пространство между тарелками, отделенное от греющего пара гидроза-
твором, и, омывая движущиеся вниз етруйки, нагревает их, конденсиру-
ясь. Выделившиеся в процессе деаэрации газы вместе с частью греющего
пара через патрубок выпара отводятся в атмосферу или в паропровод по-
дачи пара к эжектору отсоса пара с концевых уплотнений турбины ПС-50.
Деаэрированная питательная вода переливается через порог барботажного
листа и поступает в аккумуляторный бак.
Питательная вода из деаэраторного бака поступает в общий всасы-
вающий коллектор ПЭН и АПЭН. Греющий пар в деаэратор подается от
3 отбора и резервируется подачей пара от 2 отбора турбины, а в режимах
пуска-останова или работы с неполной нагрузкой - из паропровода соб-
ственных нужд 13 ата.
Деаэратор снабжен регулятором давления пара и регулятором уров-
ня воды в деаэраторном баке.
Для предотвращения недопустимого повышения давления пара де-
аэратор оснащен импульсно-предохранительным устройством, состоящим
из главного предохранительного клапана и импульсного грузового клапа-
на. Производительность ГПК 67ч-68 т/ч при давлении 7,3 кгс/см2. Макси-
мальный расчетный сброс пара в деаэратор при самых неблагоприятных
случаях составляет 63,1 т/ч, при этом рассматривается случай полного рас-
крытия регулирующих клапанов на пару. На Д-6 установлено по два ИЛУ.
473
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Для предотвращения переполнения деаэраторного бака предусмот-
рена линия перелива деаэратора с электроприводной запорной армату-
рой. Перелив деаэратора осуществляется в расширитель бака грязного
конденсата или в ДБ. Пропускная способность аварийного перелива де-
аэратора составляет 543 т/ч.
Питательные электронасосы типа ПЭ-380-185/200 предназначены
для подачи питательной воды из деаэратора в ПГ (рис. 5.75).
В состав насосного агрегата входят:
• главный насосный агрегат;
• электродвигатель;
• маслоустановка;
• гидромуфта для 4,5,6 ПЭН-А.
Рис. 5.75. Конструкция питательного насоса: 1 - ведомая зубчатая полумуфта;
2 - шпонка; 3 - вал; 4 и 26 - радиальные подшипники скольжения передний и задний;
5 - водоотбойный диск; 6 и 17 - щит передний и задний; 7 - рым-болт; 8 н 15 - патрубки
подводящий и нанорнып; 9 - кожух; 10 - канал для отвода воды в межкорпусиое простран-
ство; 11 — наружный корпус; 12 - направляющий аппарат; 13 и 38 — секции внутреннего кор-
пуса; 14 - межкорпусное пространство; 16 - отвод на манометры; 18 - гайка, шайба плоская
и пружинная; 19 - шпилька; 20 - корпус заднего концевого уплотнения;
21 - корпус задней подшипниковой опоры; 22 - упорный подшипник; 23 и 24 - ограждение и
указатель осевого сдвига ротора; 25 - крышка упорного подшипника; 27 и 45 - дренаж мас-
ла; 28 - подвод масла; 29 и 43 - коллектор дренажей холодного конденсата; 30 - отвод воды
от гидропаты; 31 и 32 - разгрузочный диск н подушка гидро пяты; 33 -- фундаментная плита;
34 - внутренний фланец наружного корпуса (фикс-пункт внутреннего корпуса);
35 - датчики контроля температуры; 36 - рабочее колесо 4-й ступени; 37 - уплотнение;
39 - рабочее колесо первой ступени; 40 - стыковая крышка; 41 - крышка кольцевой подво-
дящей камеры; 42 - камера отвода конденсата; 44 - крышка концевого уплотнения
474
J. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Питательный насос центробежного типа, горизонтальный, двухкор-
пусной, секционный, состоящий из следующих основных узлов:
• наружного и внутреннего корпусов;
ротора с количеством ступеней:
на4,5,6ПЭН-А..................................11 шт.
на 4,5ПЭН-В.............................9 шт.
на 4 ПЭН-Б; 5,6ПЭН-Б, В.................8 шт.
крышек со стороны всасывания и нагнетания;
подшипников.
В табл. 5.24 дана техническая характеристика питательного насоса.
Таблица 5.24
Техническая характеристика питательного насоса
Параметр Значение
Производительность, м3/ч 380
Давление нагнетания, кгс/см2 191,4
Допустимый запас до кавитации, м вод. ст. 12
Число оборотов, об/мин
с гидромуфтой 2900
без гидромуфты 2985
Мощность, кВт 2500
КПД., % 77
Электродвигатель типа - 2АЗМ- 3200/6000
мощность, кВт 3200
скорость вращения, об/мин 2985
напряжение, В 6000
Маслоустановка ПЭН
Маслоустановка ПЭН предназначена для смазки подшипников насо-
са, гидромуфты и электродвигателя, смазки зубчатых муфт гидромуфты и
для наполнения гидромуфты.
Основные узлы маслоустановки:
• маслонасосы;
• масляный фильтр двойной:
• масляныйбак К=4м3-для4,5,6ПЭН-А;
• V= 200 л - для 4,5,6ПЭН-Б,В;
• аварийный масляный бачок (для ПЭН с гидромуфтой).
475
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Аварийный питательный насосный агрегат
Аварийный питательный электронасос предназначен для подачи пи-
тательной воды в ПГ в режиме обесточивания.
Тип насоса: АПЭН - ПЭ-150-56.
Аварийный питательный насос центробежного типа, горизонталь-
ный, однокорпусный, секционный состоит из следующих частей:
• всасывающей и напорной крышек;
• 6 секций и лопаточных отводов;
• ротора с 6 ступенями.
Техническая характеристика аварийного питательного насоса дана
в табл. 5.25.
Таблица 5.25
Техническая характеристика аварийного питательного насоса
Параметр Значение
Производительность, м3/ч 150
Напор, кгс/см2 60
Число оборотов, об/мин 2980
Мощность, кВт 328
КПД., % 70
Электродвигатель типа - 2АЗМ- 400/6000
мощность, кВт 400
скорость вращения, об/мин 2985
напряжение, В 6000
Регенеративная установка высокого давления
Назначение и схема включения
ПВД-5,6,7 поверхностного типа предназначены для подогрева пита-
тельной воды после деаэратора паром из 1,2,3 отборов (см. рис. 5.76).
ПВД вертикальной конструкции имеют трубные секции, состоящие из
стальных трубных спиралей, вваренных в коллекторы. Корпуса ПВД вы-
полнены сварными и имеют штампованные днища. ПВД имеют встроен-
ные охладители греющего пара для использования тепла его перегрева.
В охладителях пара ПВД-6,7 нагревается питательная вода, прошедшая
через зопу собственно подогревателя, в пароохладителе ПВД-5 - часть
воды после ПВД-7. Для отвода неконденсирующихся газов предусмотрен
отсос газов в конденсатор.
476
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Рис. 5.76. Регенеративная установка высокого давления
Каждый ПВД снабжен РК отвода КГП. КГП из подогревателей кас-
кадно через ПВД-5 подается в деаэратор. При малых нагрузках слив кон-
денсата из ПВД-5 направляется на ОК. ПВД по питательной воде снабже-
ны защитным устройством, состоящим из автоматического клапана на
входе в ПВД-5, обратного клапана на выходе питательной воды из ПВД-7
и двух клапанов с электромагнитными приводами на линии силового кон-
денсата. Защитное устройство отключает ПВД и направляет питательную
воду по байпасу в случае повышения уровня конденсата в корпусе любого
из ПВД.
ПВД-5 и 6 снабжены ПК пружинного типа для предотвращения по-
вышения давления в корпусах. Для предотвращения повышения давления
в трубной системе ПВД, ири отключении ПВД по воде, устанавливаются
обратные клапаны на байпасе запорной задвижки М-253, отключающей
группу подогревателей.
Техническая характеристика подогревателей регенеративной уста-
новки ВД дана в табл. 5.26.
Таблица 5.26
Техническая характеристика подогревателей регенеративной установки ВД
Наименова- ние обору- дования Тип Поверхность нагрева, м2 Гидравлическое сопротивление Максимальное рабочее давление, кгс/см2
расход воды, м3/ч сопротив- ление, м вод. ст. в паровом простран- стве в водяном простран- стве
ПВД-5 ПВ-700-265-13 775 700 25,0 13 265
ПВД-6 ПВ-700-265-31 775 700 24,0 31 265
ПВД-7 ПВ-700-265-45 775 700 24,0 45 265
477
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРА МИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Конструкция подогревателей
ПВД - аппарат сварной конструкции вертикального типа. Основные
узлы: корпус и трубная система.
ПВД имеют три зоны поверхностей нагрева питательной воды:
- зона охлаждения перегретого пара (ОП);
- зона конденсации пара (собственно подогреватель (П));
- охладитель конденсата (охладитель дренажа (ОД)).
Корпус ПВД состоит из верхней съемной части (цилиндрическая
обечайка, штампованное днище и фланец) и нижней неподвижной части
(днище, фланец и опоры).
На верхнем днище - штуцеры предохранительных клапанов там, где
они предусмотрены проектом, гильзы для термометров, штуцер присо-
единения воздушного вентиля.
На цилиндрической части корпуса - штуцер подвода конденсата из
последующего по ходу питательной воды подогревателя, штуцеры присо-
единения водоуказательного прибора, присоединения конденсатных бач-
ков и отбора импульсов для защиты от повышения уровня, монтажные
штуцеры для подъема корпуса и всего аппарата.
В нижней части корпуса расположены патрубки подводящего и от-
водящего трубопровода питательной воды, патрубки отвода конденсата,
подвода греющего пара при нижнем подводе пара.
Фланцевое соединение корпуса крепится шпильками с колпачковы-
ми или полнопроходными гайками. Плотность фланцевого соединения
обеспечивается сваркой приварных металлических мембран или выпол-
ненных заодно с фланцами.
К отводам стаканов коллекторов в нижней части корпуса приварены
раздающие и собирающие коллекторные трубы трубной системы, между
которыми размещены колонны двухплоскостных или одноплоскостных
спиральных змеевиков, Двухплоскостной спиральный змеевик представ-
ляет собой трубу наружным диаметром 32 мм, навитую на два яруса, с
шагом витков 36 мм расстоянием между ярусами 36 мм. Труба для навив-
ки спирального змеевика состоит из трех частей, соединенных стыковой
сваркой.
Толщина стенки трубы змеевика принята равной 5 мм для подогре-
вателей с давлением питательной воды 38 ата, для змеевиков зопы ОП
толщина стенки трубы принята 6 мм. Змеевики разделяются на правые н
левые, по расположению их относительно раздающих коллекторных труб,
и установлены в трубной системе так, что создают непрерывный поток
питательной воды.
Расход питательной воды по зонам подогревателя регулируется
дроссельными шайбами, вваренными в коллекторные трубы.
478
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
В верхней части трубной системы расположен охладитель пара.
Поверхность нагрева охладителя пара состоит из спиральных змее-
виков, заключенных в кожух, установленных между горизонтальными пе-
регородками.
В нижней части трубной системы расположен охладитель конденса-
та, конструктивно выполненный аналогично охладителю пара.
Сеема движения сред в подогревателе
Питательная вода поступает в подогреватель через входной коллек-
тор и по распределительным трубам разделяется на два или три потока.
Дроссельная шайба разделяет питательную воду на два потока.
Один поток, основной, направляется в спирали зоны конденсации,
другой направляется в спирали охладителя конденсата, после чего пере-
брасывается по перепускным трубам, смешивается с основным потоком в
раздающем коллекторе. В некоторых типах подогревателей поток пита-
тельной воды из раздающего коллектора в выходной проходит параллель-
но через охладитель дренажа и собственно подогреватель.
За счет тепла конденсирующего пара питательная вода в зоне кон-
денсации нагревается до температуры, близкой к температуре насыщения
пара, и по выходным коллекторным трубам отводится в подогреватель по-
следующей ступени подогрева или в питательную линию парогенератора.
Часть питательной воды после зоны конденсации из верхней части
коллекторной трубы направляется в охладитель пара, а затем на выходе из
подогревателя смешивается с основным потоком.
Греющий пар поступает снизу и по пароотводящей трубе подводится
в охладитель пара. В подогревателе, имеющем дополнительный охлади-
тель пара, первоначально пар проходит через дополнительный охладитель
пара, а затем поступает в основной охладитель пара. В охладителе пара
пар последовательно проходит по кожухам вертикально, омывая змеевики
в поперечном направлении, или в продольном направлении по ярусам
между перегородками охладителя пара до температуры, близкой к темпе-
ратуре насыщения, и выходит в зону конденсации подогревателя, В зоне
конденсации подогревателя пар движется сверху вниз, проходя через от-
верстия в горизонтальных перегородках, конденсируется на поверхности
змеевиков; конденсат отводится от центра к стенке корпуса и стекает в
нижнюю часть подогревателя,
В охладителе конденсата через отверстие в нижней перегородке
конденсат проходит к спиральным змеевикам, последовательно движется
по цилиндрическим кожухам и по дренажной трубе выходит из подогре-
вателя. При движении вдоль плоскости спиралей конденсат входит в от-
верстие в верхней перегородке, делает кольцевые ходы по ярусам и вхо-
дит через отверстие в нижней перегородке в дренажную трубу.
479
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Некондепсирующиеся газы отводятся специальным устройством,
установленным пад охладителем конденсата, которое представляет собой
трубу с отверстиями или кольцевую трубу с отверстиями, установленную
на центральном кожухе. Труба отвода неконденсирующихся газов выхо-
дит через нижнее днище в подогреватель более низкой ступени нагрева
питательной воды.
Для выхода воздуха из корпуса при заполнении его водой или для
впуска воздуха при опорожнении на верхнем днище предусмотрен штуцер
с воздушным вентилем. Выход воздуха при заполнении или впуск воздуха
при опорожнении трубной системы осуществляется но трубе отсоса воз-
духа, выведенной в нижнем днище.
Уровень конденсата в корпусе поддерживается автоматически с по-
мощью регулирующего клапана.
Регулирующий клапан устанавливается на трубопроводе выхода
конденсата из подогревателя. Отвод конденсата регулируется путем изме-
нения расхода пропускаемого конденсата.
Система защиты подогревателя
Защитное устройство предназначается для защиты турбины от попа-
дания воды при повышении уровня конденсата в корпусе подогревателя.
С этой целью все подогреватели высокого давления оборудованы группо-
вой защитой от переполнения.
Основными элементами защиты являются впускной клапан с вынос-
ным гидроприводом, обратный клапан, надпоршневые полости которых
соединены между собой перепускными трубами.
Для обеспечения работы гидропривода внускного клапана его
надпоршневое пространство соединяется с импульсным трубопроводом
Ду-50 от конденсатных насосов.
Для предохранения корпуса подогревателя от повышения давления в
том случае, если таковое может возникнуть в процессе эксплуатации ПВД,
на верхних днищах или специальных патрубках устанавливаются предо-
хранительные пружинные клапаны (см. рис. 5.77). Количество предохра-
нительных клапанов и их пропускная способность определяется расчетом.
Для защиты трубных систем от повышения давления на линии питатель-
ного трубопровода за группой подогревателей вокруг запорной задвижки
предусматривается обводной байпас с необходимой арматурой.
480
J. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БИ СЕРЫХ НЕЙТРОНАХ
Рис. 5.77. Схема защиты ПВД
Теплофикационная установка
Теплофикационная установка предназначена для нагрева сетевой
воды, идущей на отопление, вентиляцию и горячее водоснабжение потре-
бителей промплощадкн БАЭС и города.
Характеристики оборудования, входящего в состав ТФУ-2, приведе-
ны в табл. 5.27 и 5.28.
Таблица 5.27
Подогреватели ТФУ
Наименование оборудования Сокращен ное наименование Тип Поверхность нагрева, м2 Рабочее давление, кгс/см2
в трубпом пространстве в корпусе
Подогреватель сетевой воды первой ступени 4.5,6ПСВ-А ПСВ-500-3- 23 500 23 3
Подогреватель сетевой воды второй ступени 4,5,6ПСВ-Б ПСВ-500-3- 23 500 23 3
Подогреватель сетевой воды пиковый 4,5,6ПСВ-В ПСВ-500- 14-23 500 23 14
481
X ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Таблица 5.28
Насосное оборудование ТФУ
Наименование оборудования Сокращ. наимено- вание Насос Электродвигатель
Тип Расход, м3/ч Напор, м в.ст. Тип н $ п, об/мин Ток, А rf а и к
Сетевой насос жилпоселка ЗСНЖ- А,Б,В Д1250- 125 1250 125 А-4- 400У- 4УЗ 630 1450 72,5 6000
Сетевой насос промплощадки 3 СНТ- АД,Г,В Д720- 74 720 74 5 АМН 3155У-3 200 1450 370 380
Не разрешается допускать увеличения расхода пара отборов турбин
свыше установленных пределов, т. к. может произойти прогиб диафрагм
(перед соответствующим отбором), повреждение в проточной части тур-
бины и повреждение упорного подшипника (табл. 5.29).
Таблица 5.29
Отборы турбины на теплофикацию
№ отбора пара Максимальный расход пара, т/ч Потребитель Ограничение по мощности, МВт Тепловая производи- тельность, Гкал/ч
6 31 4Д6ПСВ-А 206 17,8
5 30 4,5,6ПСВ-Б 205 18,0
2 35 4,5,6ПСВ-В 201 22,0
6+5 61 4,5,6ПСВ-А,Б 201 35,0
6+2 66 4,5,6ПСВ-А,В 197 39,0
5+2 65 4,5,6ПСВ-Б,В 196 40,0
6+5+2 96 4,5,6ПСВ-А,Б,В 192 57,0
Для защиты оборудования ТФУ-2 от повышения давления на обрат-
ных магистралях ТУП-2 и ТУЖ-2 установлены сбросные устройства.
Величина давления настройки срабатывания сбросного устройства
производится: по ТУП-2 на Р = 5,5 кгс/см2; по ТУЖ-2 на Р = 4,9 кгс/см2.
Время срабатывания - 0,5 с.
Время закрытия - 5+40 с.
Расход воды при полном открытии клапана и давлении 3,5 кгс/см2
равен 900 т/ч.
482
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Вспомогательные системы турбины
• Система подачи пара на уплотнения турбины.
• Система отсоса пара с уплотнений турбины.
• Система обогрева фланцев и шпилек цилиндров.
• Система парового и водяного пожаротушения масла.
• Система консервации проточной части.
• Система автоматического контроля и диагностики мехвеличин.
5.7.4. Обслуживание турбоустановки
Пределы и условия безопасной эксплуатации турбины:
Допускается длительная работа турбины при одновременных откло-
нениях в любых сочетаниях параметров от номинальных в следующих
пределах:
1) давление острого пара от 110 до 129 кгс/см2;
2) температура острого пара и пара промперегрева от 495 до 510 °C.
Допускается кратковременная работа турбины в течение 30 мин при
отклонении параметров от номинальных в следующих пределах:
1) давление острого пара от 135 до 139 кгс/см2;
2) температура острого пара и пара промперегрева от 494 до 490 °C.
При достижении этих значений в любых сочетаниях суммарная про-
должительность работы турбины при этих параметрах не должна превы-
шать 200 часов в год.
Допускается длительная работа турбины при отклонениях частоты
вращения в диапазоне 49,0-5-50,5 Гц.
В аварийных для системы ситуациях допускается кратковременная
работа турбины при частоте в сети:
1) 50,54-51,0 Гц одноразово, продолжительностью не более 3 ми-
нут и не более 500 минут за весь срок эксплуатации;
2) 49,0-5-48,0 Гц - одноразово, продолжительностью не более 5 ми-
нут и не более 750 минут за весь срок эксплуатации;
3) 48,0-5-47,0 Гц - одноразово, продолжительностью не более 1 ми-
нуты и не более 180 мипут за весь срок эксплуатации;
4) 47,04-46,0 Гц - одноразово, продолжительностью не более 10 с и
не более 30 минут за весь срок эксплуатации.
Турбина допускает дополнительные отборы пара сверх регенерации
в следующих пределах:
• 3 отбор- 18 т/ч
• 5 отбор - 30 т/ч
• 4 отбор - 15 т/ч
• 6 отбор - 31 т/ч.
483
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Допускается дополнительный отбор пара от 2 отбора:
1 ) до 35 т/ч при Хэл 210 МВт, включенной регенерации и питании
Д-6 от 2 отбора;
2 ) до 50 т/ч при Хэл - 210 МВт, включенной регенерации и питании
Д-6 от 3 отбора;
3 ) до100 т/ч при ХЭл - 200 МВт, отключенных ПВД и питании Д-6 от
3 отбора;
4 ) до 65 т/ч при ХЭл - 200 МВт, отключенных ПВД и питании Д-6 от
2 отбора (с разрешения ГИС).
Дополнительные отборы лара вести со снижением нагрузки на тур-
боустановке. Недовыработка электроэнергии на 1 тонпу отбираемого пара
при этом составляет для:
2 отбора - 245 кВт ч;
5 отбора- 157 кВт ч;
3 отбора- 253 кВт ч;
6 отбора - 117 кВт-ч;
4 отбора- 208 кВт ч.
Предельное давление в камере регулирующей ступени ЦВД составит:
1) при включепной регенерации - 98 кгс/см2 (ХЭл = 210 МВт);
2) при отключенной группе ПВД - 86 кгс/см2 (ХЭл = 200 МВт);
3) при отключенной группе ПНД - 77 кгс/см2 (ХЭл = 184 МВт);
4) при отключенной регенерации - 64 кгс/см2 (ХЭл =175 МВт).
При изменении давления острого пара пропорционально нагрузке и
при поддержании номинальных температур острого пара и промперегрева
скорость изменения нагрузки от 30 до 100% не должна превышать 4%
Хком в минуту (8 МВт/мин).
Запрещается работа турбины:
1) на выхлоп в атмосферу (разрыв атмосферных клапанов ЦНД при
Р > 1,2 кгс/см2);
2) в беспаровом режиме более 4 минут;
3) без промежуточного перегрева пара;
4) длительное время на ограничителе мощности (ОМ);
5) без токосъемных щеток;
6) при виброскорости подшипников > 7,1 мм/с более 7 суток;
7) с температурой выхлопа ЦНД более 69 °C и вакуумом ниже
540 мм рт.ст. (минус 0,7 кгс/см2);
8) с предельными значениями ОС и ОРР;
9) с температурой масла на смазку менее 40 °C и более 45 °C;
484
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ ИА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
10) при температуре пара выше температуры металла паровпускных
частей ЦВД, ЦСД более чем на 50 °C;
11) при температуре пара ниже температуры металла паровпускных
частей ЦВД, ЦСД.
При эксплуатации турбины запрещается:
1) подача пара на уплотнения и прогрев турбины, сброс горячей сре-
ды в ОК без включения ВПУ;
2) подача пара в турбину и сброс горячей воды с Р > 60 °C в ОК без
вакуума более 380 мм;
3) подача пара на уплотнения турбины с Т° > 170 °C от паропровода
6 ата;
4) набор вакуума на неостывшей турбине без подачи пара на уплот-
нения;
5) срыв вакуума прекращением подачи пара на уплотнения;
6) заполнение вакуумной системы турбины до отм.+9.0 при запол-
ненных цирк, водой ОК без установки подпорок;
7) установка подпорок при разогреве ОК более 40 °C;
8) при неисправности КОС использование соответствующего отбора;
9) подача питательной воды в ПВД без включения защиты по повы-
шению уровня;
10) эксплуатация ПВД при неисправности элементов защиты или
клапана регулятора уровня;
П) подача пара на подогреватели при отсутствии расхода воды через
трубные пучки;
12) отключать подогреватели по КГП при наличии давления в пуч-
ках;
13) открывать паровую задвижку отбора при неконтролируемо вы-
соком уровне в подогревателе;
14) одновременная подача пара от отбора турбины и постороннего
источника на один потребитель (Д-6, ПНД-4, ПСВ-В, п/п 6 ата), за исклю-
чением необходимого времени перевода с источника на отбор и обратно;
15) работа ПНД-4 на резервном паре при включенных в работу
ПНД-2,3 от отбора турбины;
16) на работающей турбоустановке проверка АВР МНУ отключени-
ем двигателей;
17) толчок турбоустановки с температурой масла на смазку менее
36 °C;
18) толчок турбины с вакуумом менее 550 мм рт. ст. (минус
0,72 кгс/см2);
485
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НЛТРИЕВЫМТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
19) подъем оборотов турбоустановки при пуске более 1200 об/мин,
на Х.Х. и при Л'-).ц < 30 МВт с вакуумом менее 700 мм рт. ст. (минус
0,92 кгс/см2);
20) работа турбоустановки с Л;'эЛ >30 МВт при вакууме менее
670 мм рт. ст. (мипус 0,88 кгс/см2).
5.7.5. Пуск турбоустановки в составе блока
Основные этапы пуска блока
• Выполнение подготовительных работ.
• Вывод реактора в критическое состояние и на уровень мощности
ОД %УИ0М.
• Подъем мощности реактора до 4^-6 % Л/юм и перевод ПГ в паровой
режим.
• Подъем мощности реактора до 17-И 8 % Л'1ЮМ-
• Настройка ИНУ.
• Подготовка, прогрев, пуск и включение ТГ в сеть.
• Подъем мощности реактора до 60 % Л'„им.
• Подъем мощности реактора более 60 % Лъ™ до разрешенного уровня.
Подготовительные работы перед пуском блока
• Приемка оборудования и трубопроводов после ремонта.
• Настройка электрофицированной арматуры.
• Перепуск насосов.
• Гидравлические испытания оборудования и трубопроводов.
• Опрессовка вакуумной системы конденсаторов.
• Проведение регламентных проверок и ввод в работу или в дежурный
режим систем блока.
Проводятся регламентированные проверки и ввод в работу или в де-
журный режим:
• Система подачи резервного пара от пускорезервных котельных.
• Система паропроводов С.Н. 13 ата, 6 ата, п\у Д-6.
• Системы циркуляционного и технического водоснабжения.
• Системы запаса чистой обессоленной воды (два бака запаса по
1000 м3 каждый), система подачи воды от установки химводоочистки, си-
стема сбора и очистки загрязненной воды из 3 контура (бак «грязного»
конденсата, общеблочная обессоливающая установка, блочные обессоли-
вающие установки).
• Система гидразинно-аммиачной обработки питательной воды и кон-
денсата ТГ.
486
J. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ ИА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
• Системы подачи азота, водорода, воздуха на генераторы.
• Системы пожаротушения.
• Системы электроснабжения, в том числе системы 1-й и 2-й катего-
рии надежности.
• Система дозиметрического контроля.
• Проводится проверка технологических защит, блокировок (ТЗБ)
блока: быстрая аварийная защита (БАЗ), отключение петли, обесточива-
ние собственных нужд.
• Проводится проверка отключения секций ПГ по алгоритму «малая
течь ПГ».
• Проводится проверка отключения ПГ по алгоритму «большая
течь ПГ».
Включение в работу третьего контура
Включение в работу третьего контура производится в составе энер-
гоблока №3 (1 и 2 контуры в работе).
Последовательность организации циркуляции питательной воды
через испарители ПГ:
• Вывод на режим деаэратора Д-6.
• Проверка технологических защит, блокировок (ТЗБ) питательных
насосов ПЭН и подогревателей высокого давления ПВД.
• Заполнение и прогрев водопитательного тракта по схеме: Д-6 - ПЭН
- ПВД - питательный узел ПГ - расширитель бака грязного конденсата
РБГК.
• Постановка водопитательного тракта под рабочее давление от ПЭП
для дефектации оборудования.
• Отмывка водопитательного тракта по схеме: Д-6 - ПЭН - ПВД - пи-
тательный узел ПГ - расширитель бака грязного конденсата РБГК.
• Отмывка производится по методике:
о Накопление максимального эксплуатационного уровня в Д-6.
о Создание расхода питательной воды 300-350 т/ч (~50 % номи-
нального).
о Срабатывание уровня в Д-6 до минимального эксплуатацион-
ного.
о Снижение расхода до ~ 10 т/ч, накопление уровня в Д-6.
о Анализ качества питательной воды.
Требования к качеству питательной воды перед заполнением испа-
рителей ПГ: содержание соединений железа (в пересчете на Fe) не более
500 мкг/кг, соединений меди (в пересчете на Си) не более 60 мкг/кг.
• Прогрев трубопроводов входа и выхода испарителей резервным паром.
487
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
• Заполнение испарителей ПГ питательной водой.
Параметры заполнения:
о скорость вращения ГЦН-2 - 500 об/мин;
о температура натрия 220-240 °C;
о температура питательной воды ~ 160 °C;
о разница температур между натрием и питательной водой
не должна превышать 80 °C;
о давление пара в испарителях ПГ не менее 6 кгс/см2;
о давление питательной воды ~ 120 кгс/см2.
• Заполнение испарителей производится расходом - 80 т/ч. При росте
давления в испарителях более - 25 кгс/см2 регуляторами расхода воды и
давления пара режим стабилизируется при параметрах G ~ 10 т/ч и
Г-100 кгс/см2.
• Постановка испарительного тракта под рабочее давление 130 кгс/см2
для дефектации оборудования.
• Отмывка испарительного тракта повышенным расходом воды анало-
гично отмывке водопитательного тракта. Критерий окончания отмывок -
качество воды до и после испарителей одинаково и не превышает норм
для перевода испарителей ПГ в режим выработки пара.
• Замыкание тракта циркуляции по схеме: Д-6 - ПЭН - ПВД - испари-
тели ПГ - раетопочный расширитель (РР-13) - Д-6. Водопитательный и
испарительный тракты готовы и ждут отмывки конденсатного тракта.
Ввод в работу конденсатных трактов
• Проверка плотности трубных пучков ПНД 1 -4 рабочим давлением от
КН.
• Проверка плотности оборудования, работающего под вакуумом.
Проводится наливом чистой воды из баков запаса (БЧК) в конденсаторы
турбин по паровой части до уровня ~ 9 метров. При этом проверяемое
оборудование находится под избыточным давлением.
• Холодная отмывка большим расходом (~100% номинального) по
схеме ОК - КН - ПНД 1 -4 - РБГК (расширитель бака грязного конденсата).
• Набор вакуума в конденсаторе.
Условия готовности к набору вакуума:
о Масляные системы смазки и уплотнений турбогенератора (ТГ)
в работе.
о ТГ вращаются от валоповоротного устройства (ВПУ).
о Через конденсаторы турбин организован расход охлаждающей
воды.
488
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЕ! АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
• Подается пар на уплотнения ТГ, и включаются в работу эжекторы.
• Отмывка с подогревом основного конденсата с подачей резервного
пара на ПНД-4 (только при наличии вакуума).
• Включение в работу БОУ.
• По достижении качества воды после ПНД-4 не хуже качества пита-
тельной воды конденсатный тракт замыкается на Д-6.
Вводится в дежурный режим система аварийного расхолаживания:
• аварийные питательные насосы 4,5,6 АПЭН;
• дизельные генераторы питания 4,5,6 АПЭН;
• насос аварийной подпитки деаэраторов НАЛ;
• сбросные устройства ПГ;
• перемычка АПЭН.
Вывод реактора в критическое состояние и на уровень мощно-
сти 0,1 %
Реактор выведен в критическое состояние и на уровень мощности
0,1% ЛГН0И.
Подъем мощности реактора
Этап 1. Подъем мощности реактора от 0,1 до ~ 5 %NH(at
Задача этапа - поднять параметры блока для перевода испарителей
ПГ в режим выработки лара.
При работе испарителей ПГ в режиме выработки пара для исключе-
ния гидравлической нестабильности пароводяного потока (межтрубной
разверки расходов в пучке) должны соблюдаться два условия:
• расход питательной воды (пара) не менее 5 % (7НОм (33 т/ч);
• давление пара не менее 40 кгс/см2.
Исходя из этого необходимо поднять мощность реактора до 4 :*5 %
Уном и температуру натрия на входе в ПГ до 290-^300 °C.
Через испарители ПГ происходит циркуляция питательной воды с
расходами, обеспечивающими температуру натрия в реакторе 220 :240 °C
- на уровне 2 % номинального ( - Ю т/ч), давление на выходе испарите-
лей на уровне 100 кг/см2.
Поднимается мощность реактора задатчиком рабочего АРМа (авто-
матический регулятор мощности). Скорость подъема не более 0,3 %
А^ном/мин, при этом скорость увеличения температуры натрия на выходе из
реактора не более 30 °С/ч. Расходы натрия в первом и втором контурах
постоянные (70 % <7НОМ). Расход питательной воды в процессе подъема
увеличивается до 100т/час (~ 15% С/ном). По достижении мощности реак-
489
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ ИА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМТЕПЛОИОСИГЕЛЕМ
тора 4-J-5 % Л„ом и температуры натрия на входе в ПГ 290+300 °C режим
стабилизируется для проверки качества питательной воды и, при необхо-
димости, доведения качества до необходимого.
Примеси, нормируемые в питательной воде перед выводом ПГ в па-
ровой режим:
1. Соединения железа (в перерасчете на Fe), мкг/кг.не более 150;
2. Соединения меди (в перерасчете на Си), мкг/кг...не более 20;
3. Содержание кислорода (после деаэратора), мкг/кг.не более 10.
Доведение качества питательной воды до необходимого достигается
за счет стопроцентной прокачкой всего конденсата из конденсатора тур-
бины (ОК) через обессоливающие установки (БОУ). Дополнительно на
данном этапе производится обмен воды в тракте циркуляции путем ча-
стичного сброса её в бак грязного конденсата (БГК) и подпиткой контура
из бака запаса чистого конденсата (БЧК).
Процесс перевода испарителей ПГ в паровой режим. На БН-600 при-
нят режим быстрого перевода. Поочередно на каждой петле расход пита-
тельной воды снижается со 100 до 40 т/ч. Одновременно давление в испа-
рителях снижается со 100 до 50 кгс/см2. Пар после испарителей сбрасыва-
ется в расширитель пара (РР-13). Из расширителя пар поступает в общий
для всех трех петель паропровод собственных пужд (п/п 13 ата), откуда
поступает на деаэраторы, уплотнения ТГ, эжекторы конденсаторов ТГ,
подогреватели низкого давления (ПНД-4). Излишки пара могут сбрасы-
ваться из п/13 ата через редукционно-охладительные установки (РОУ) в
конденсаторы турбин.
После перевода испарителей ПГ на пар прекращается расход пара на
собственные нужды блока №3 от пускорезервных котельных.
Этап 2. Подъем мощности реактора от 5 Уном до ~ 75 % Nnmt
Задачи этапа:
• Включить в работу основные перегреватели ПГ.
• Подготовить к работе промежуточные перегреватели ПГ.
• Провести настройку и проверку исправности действия предохрани-
тельных клапанов ПГ.
• Прогреть и подготовить к пуску ТГ.
• Вывести ТГ на холостой ход (3000 об/мин).
• Включить в сеть ТГ.
Прогрев и включение основных перегревателей ПГ производится
при мощности реактора 10 % У„ом-
Материал модулей основных перегревателей ПГ - нержавеющая
сталь Х18Н9. Конструктор ПГ категорически не допускает подачи влаж-
ного пара в основные перегреватели из-за возникающих при этом возмож-
ностей коррозионного растрескивания стали. При небольшом перегреве
490
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
пара в испарителях (перегрев менее Ts + 20 °C) расчетно-
экспериментальным путем определен факт присутствия в потоке пара от-
дельных капель воды. Поэтому подача пара в основные перегреватели с
перегревом менее Тг + 20°С не допускается.
После перевода всех испарителей в режим выработки пара продол-
жается подъем мощности реактора. При перегреве не менее Ts + 20 °C
начинается последовательный прогрев участков: входные трубопроводы -
модули основных перегревателей - выходные трубопроводы - трубопро-
воды до ТГ - быстродействующая редукционно-охладительная установка
(БРОУ).
Как отмечалось ранее, излишки пара сбрасывались до этого момента
из п/п 13 ата через редукционно-охладительные установки (РОУ) в кон-
денсаторы турбин. По готовности БРОУ организуется расход пара через
них, сброс через РОУ прекращается.
Подготовка к работе промежуточных перегревателей ПГ
Настройка предохранительных клапанов ПГ производится при мощ-
ности реактора 18 % ?VH0M.
Нормативной документацией установлены требования по проверке
предохранительных клапанов:
• при каждом пуске оборудования, но не реже 1 раза в 12 месяцев,
должна производиться проверка исправности действия;
• после ремонта предохранительного клапана, но не реже 1 раза в
12 месяцев, должна производиться проверка настройки клапана.
На каждом из ПГ установлено 23 предохранительных клапана.
Проверка исправности действия производится открытием-закрытием
клапана ключом управления с выбросом среды в атмосферу на мощности
1(Н18 % Уном при давлении менее рабочего.
Настройка производится поднятием давления в защищаемом обору-
довании до давления, при котором должен срабатывать клапан.
Наибольшее давление настройки для клапанов, установленных на
коллекторе после испарителей - 162 кг/см2. С учетом того, что темпера-
тура пара при этом должна быть не менее Т +20 °C, верхний эксплуата-
ционный уровень температуры натрия на выходе ПГ - 328 °C, расход
натрия через ПГ -70 % G„0M, необходимо иметь температуру натрия на входе
ПГ на уровне 380 °C. Этим и определен уровень мощности -18% ДГИ0М.
После увеличения давления до давления настройки поочередно про-
изводится настройка предохранительных клапанов, настроечные грузы
стопорятся, давление снижается, схема управления клапана приводится в
эксплуатационное состояние.
491
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Подготовка к пуску и прогрев ТГ
Основные этапы:
• Проверка и приведение всей арматуры ТГ в исходное состояние.
• Включение в работу маслосистемы ТГ.
• Постановка ТГ на валоповоротное устройство (ВНУ).
• Расхаживание стопорных (СК) и регулирующих клапанов (РК) ТГ.
• Проверка защит и блокировок ТГ.
• Включение в работу конденсатного тракта и его последующая от-
мывка.
• Набор вакуума в конденсаторе ТГ.
• Перевод генераторов с воздуха на водород.
• Прогрев ТГ начинается после перевода испарителей ПГ в режим вы-
работки пара, когда в систему пара С.Н. подается перегретый пар от испа-
рителей.
Порядок прогрева турбины:
• Прогрев СК, РК и перепускных труб ЦВД. Этот этап выполняется
после организации расхода пара через БРОУ. Пар на прогрев подается из
паропровода острого пара ТГ.
• Прогрев цилиндра высокого давления (ЦВД), паропроводов «холод-
ного» промпароперегрева (ХПП).
• Прогрев трубопроводов «горячего» промперегрева (ГНИ), СК, РК и
перепускных труб цилиндра среднего давления (ЦСД).
Вывод ТГ на 3000 об/мин.
Параметры пара перед пуском ТГ:
• Температура 360:400 °C.
• Давление 2(Н40 кгс/см2.
• Расход на БРОУ не менее 80 т/ч.
• Толчок и вывод на 500 об/мин.
• Проверка плотности СК, РК ЦВД и ЦСД.
• Настройка предохранительных клапанов на коллекторе «холодного»
промпароперегрева.
• Вывод на 1200 об/мин. Выдержка времени 30 мин для прогрева.
• Вывод на 3000 об/мин.
• Проверка противоразгонной защиты.
• Включение в сеть ТГ.
• Увеличением расхода пара ТГ нагружается до 5-^7 МВт. Выдержка
времени -30 мин для прогрева, после чего БРОУ закрывается. Нагрузка
ТГ - 30 МВт.
• После включения в сеть всех трех ТГ продолжается подъем мощно-
сти реактора до разрешенного уровня.
492
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Этап 3. Подъем мощности реактора от 18 до 60 %NH0H.
Задачи этапа:
• Поднять мощность реактора с разрешенной скоростью до 60 % ЛнОМ.
• Перевести регулирование расхода питательной воды через ПГ с «ма-
лых» регуляторов на «большие».
• Перевести расход пара на основные пароперегреватели с «растопоч-
ной» схемы на «прямоток».
• Включить в работу регенеративные подогреватели низкого давления
(ПНД-2,3,4) от отборов ТГ.
• Начать подключение подогревателей высокого давления
(ПВ Д-5,6,7).
На начальном этапе пуска подогрев конденсата ТГ перед подачей его
в деаэратор производится на ПНД-4 подачей резервного пара. При мощ-
ности ТГ ~ 30-40 МВт давление в отборах ТГ позволяет подключить
ПНД-4,3,2 от отборов. КГП первоначально отводится в ОК ТГ, а после
нагружения ПНД по пару переводится в конденсатный тракт.
• Подключение подогревателей высокого давления (ПВД-7,6,5).
По питательной воде подогреватели подключены еще перед пуском
блока (перед заполнением испарителей ПГ). Для чего? Качество отмывки
трубных пучков от продуктов коррозии на мощности заведомо хуже. По
паровой части ПВД начинают отмывать при мощности ТГ - 70 МВт нутём
приоткрытия паровых задвижек до нагрева питательной воды в каждом
ПВД - 50 °C. В зависимости от химанализов КГП ПВД последовательно
направляется сначала в сливной циркводовод, затем в ОК ТГ. После уве-
личения давления в последнем ПВД конденсат переводится на Д-6.
Этап 4. Подъем мощности реактора от 60 до 100 %NH0M
При увеличении расхода питательной воды на каждую половину ПГ
до 190<210 т/ч (уровень мощности реактора 68+70 % А'ном) на каждой ра-
ботающей петле включают в работу по второму ПЭН.
При нагрузке на ТГ 140+150 МВт и при достижении давления пара в
паропроводе отбора № 2 турбины ~19 кгс/см2 поочередно на каждой рабо-
тающей петле переводится питание Д-6 с резервного пара на пар
из отбора № 2.
При достижении мощности реактора примерно на 5 % меньше за-
данной режим работы энергоблока стабилизируется.
После уточнения величины фактической тепловой мощности реак-
тора и ПГ поднимают мощность реактора до разрешенного уровня, под-
держивая основные параметры энергоблока в заданных пределах.
493
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
5.7.6. Выполненные модернизации турбинного оборудования
Модернизации, проведённые в турбинном цехе за последний период
Проведение модернизации турбинного оборудования вызвано:
• необходимостью повышения эффективности и экономичности рабо-
ты в условиях рынка;
• необходимостью обеспечения надёжной и безопасной эксплуатации
энергоблока;
• ужесточением требований к состоянию и обслуживанию оборудова-
ния со стороны надзорных органов;
• физическим и моральным износом оборудования;
• необходимостью продления ресурса оборудования сверх назначен-
ного;
• появлением современного оборудования, материалов и технологий;
• экономической целесообразностью увеличения мощности через мо-
дернизацию оборудования.
Затраты на 1 МВт через модернизацию в 2 раза ниже затрат на вновь
вводимый 1 МВт мощности. Кроме того, эти затраты можно относить на
себестоимость произведённой электроэнергии, как амортизационные от-
числения, и включать в тариф.
Модернизация ЦНД турбин с приростом мощности.
Выполнена последовательно на 5, 4, 6 турбинах К-210-130 в 2005, в
2007 и 2009 годах соответственно по разработке ОАО «Силовые машины».
На энергоблоке №3 Белоярской АЭС находятся в эксплуатации с
1980 года три паровые турбины К-210-130 производства ОАО «Ленин-
градский металлический завод». Наработка турбин к 2004 году достигла
150 тыс. часов.
Последние ступени ЦНД данных турбин работают в зоне фазового
перехода рабочего тела, что обуславливает повышенный эрозионный из-
нос рабочих лопаток последних (26, 27 и 30, 31) ступеней. Физическое со-
стояние рабочих лопаток 26, 27, 30, 31 ступеней ЦНД турбин требовало их
замены в период ближайших плановых капитальных ремонтов турбин в
2005-2009 гг.
В 2004 году были рассмотрены следующие варианты решения про-
блемы:
• восстановление (ремонт) рабочих лопаток (доЮ млн руб);
• замена только рабочих лопаток (16 млн руб);
• замена рабочих колёс в сборе (20 млн руб);
494
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ ИА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
• модернизация ЦНД с сохранением РНД и заменой 2 последних сту-
пеней (60 млн руб).
На совещании в концерне «Росэнергоатом» были рассмотрены тех-
нико-экономические предложения ОАО «Силовые машины»
(г. С-Петербург) и ОАО «Теплоэнергосервис» (г. Екатеринбург) по замене
рабочих лопаток 26, 27, 30, 31 ступеней ЦНД на лопаткн старой конструк-
ции и по модернизации проточной части ЦНД, а также экспертное заклю-
чение доктора технических наук, профессора А.Д.Трухния на этн предло-
жения.
В итоге было принято решение идти на модернизацию ЦНД. Основ-
ной аргумент - наряду с решением проблемы продления ресурса турбин за
счёт замены последних ступеней достигается и экономический эффект мо-
дернизации. Заявленный прирост мощности от 3 до 5 МВт приводит к по-
вышению КИУМ энергоблока и позволит в срок до 5 лет окупить затраты.
Оптимальность сроков выполнения работ (с 2005 по 2009 гг.) была
обусловлена:
• плановыми сроками капремонтов ЦНД турбин (2005 г., 2007 г.,
2009 г.);
• равномерным распределением затрат на 6 лет;
• достижением к этому времени предельного состояния по лопаткам;
• нелогичностью замены лопаток ближе к концу срока эксплуатации.
Основное техническое мероприятие заключается в отказе от низко-
экономичной двухъярусной ступени Баумана (полуторного выхлопа) и
переходе на хорошо освоенную рабочую лопатку последней ступени дли-
ной 960 мм (вместо 765 мм).
Отсутствие в проточной части двухъярусной ступени повышает эко-
номичность за счёт отсутствия перетекания в межъярусных перегородках
и оптимального (более полного) срабатывания теплоперепада.
На существующий вал РНД устанавливаются модернизированные
две последние ступени с длиной лопатки последней ступени 960 мм.
Лопатки новых ступеней имеют цельнофрезерованные бандажи, ко-
торые:
• предотвращают раскрутку пера лопаток под действием центробеж-
ной силы;
• позволяют применить эффективные радиальные уплотнения;
• позволяют убрать из проточной части проволочные демпферные
связи.
Последняя ступень имеет систему влагоудаления.
Диафрагмы всех ступеней заменяются на новые, сварной конструк-
ции, что обеспечивает большую точность изготовления. Плавное мериди-
ональное раскрытие проточной части и тангециальный навал направляю-
495
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОР АМИНА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
щих лопаток позволяют выровнять характеристики потока пара по высоте
рабочих лопаток, что тоже повышает экономичность ЦНД.
Модернизированный ротор устанавливается в габаритах старого
корпуса и опирается на существующие подшипники.
Реконструкция выхлопного тракта осуществляется за счёт исключе-
ния некоторых рёбер и пластин из выходной части и приваривания новых
элементов, обеспечивающих аэродинамическое профилирование тракта
под газодинамические характеристики лопатки длиной 960 мм. При этом
за счёт новых элементов восстанавливается и конструктивная прочность
корпуса ЦНД.
Проведённые испытания и расчёты специалистов БАЭС и ЛМЗ по
различным методикам подтвердили прирост мощности каждой из турбин
после проведённой модернизации ЦНД на 4 МВт.
Замена питательных насосов (ПЭН) на модернизированные.
В 2002-2007 годах выполнена замена шести ПЭН-380-185. Три пер-
вых насоса были изготовлены Сумским заводом «Насосэнергомаш», а три
последних - C-Петербургским ЦКБМ.
Замена выработавших ресурс ПЭН на модернизированные ведёт к
повышению экономичности, надёжности и экологичности, снижению по-
жароопасности и уменьшению ремонтных затрат, способствует продле-
нию срока эксплуатации энергоблока в целом.
Преимущества модернизированных ПЭН:
• современные торцевые уплотнения из силицированного графита,
установленные взамен щелевых, исключают потери конденсата на запира-
ние и возможность обводнения масла;
• исключение возможности обводнения масла позволило в 10 раз сни-
зить ёмкость маслосистемы и, тем самым, её пожарную и экологическую
опасность;
• исключение промвалов сокращает габариты агрегата, обвязку по
маслу и снижает общий уровень вибрации;
• установка малогабаритных маслонасосов, маслобака и маслоохлади-
телей также позволила добиться компактности;
• сокращённое вдвое время выбега и наличие смазочных колец позво-
лило отказаться от аварийных бачков для смазки подшипников;
• установка вместо зубчатых муфт пластинчатых позволяет работать
даже при возникающей эксплуатационной расцентровке валов;
• точёная проточная часть с обновлённым профилем повысила КПД
насосов;
• затраты на ремонт и наладку существенно снизились;
• насосы изготовлены в соответствии с правилами и нормами, дей-
ствующими в атомной энергетике. __________________________
496
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Замена медесодержащих трубных пучков подогревателей низкого
давления (ПНД) на пучки, изготовленные из нержавеющей стали.
Мероприятие позволило:
• полностью убрать содержание соединений меди в контурах цирку-
ляции, улучшить водохимический режим блока и уйтн от отложений меди
в испарителях;
• отказаться от эксплуатационной промывки парогенераторов от мед-
ных отложений дорогостоящими реагентами и последующей переработки
агрессивных промывочных растворов;
• продлить эксплуатационный ресурс подогревателей;
• сократить время, а также объёмы обессоленной воды и пара на про-
ведение предпусковых отмывок оборудования.
Обработка основных конденсаторов турбин антикоррозионными
материалами.
Обработка основных конденсаторов турбин (трубные доски, камеры,
входные-выходные участки трубок) современными антикоррозионными
материалами позволила:
• восстановить работоспособность ранее отглушенных трубок;
• предотвратить присосы циркводы в конденсатор по местам вальцов-
ки трубок;
• уменьшить коррозионно-эрозионный износ входных участков трубок;
• уменьшить гидравлическое сопротивление конденсаторов;
• снизить количество отложений и облегчить механическую чистку
трубок,
что в совокупности привело к повышению экономичности турбо-
установки за счёт более глубокого вакуума и уменьшению затрат на ре-
монт и чистку конденсаторов.
Замена комплектов измерений и диагностики мехвеличин турбоге-
нераторов (ТГ) на современные.
Замена комплектов измерений и диагностики мехвеличин (осевого
сдвига, относительных разностных расширений, виброскорости опор) на
современные повысила надёжность работы ТГ за счёт:
• своевременной, полной и точной оценки операторами текущего со-
стояния турбоагрегатов;
• ввода защиты на автоматическое отключение турбин по предельной
величине вибрации опор;
• возможности отслеживания динамики изменения мехвеличин и про-
гноза состояния во времени (мониторинга вибросостояния);
• возможности ввода защиты по повышению вибрации подшипников;
• создания электронного архива параметров для последующего анализа.
497
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Замена механических автоматов безопасности (АБ) турбин
на электронные.
Замена механических АБ турбин на электронные позволила:
• повысить надёжность защиты роторов от разгона;
• исключить проверку бойков АБ увеличением числа оборотов, кото-
рая потенциально опасна и сокращает ресурс роторов и лопаточного аппа-
рата турбин.
При разгонных испытаниях защиты на частоте вращения, превосхо-
дящей номинальную на 12 %, уровень напряжений в деталях валопровода
как минимум на 25 % выше номинального. В то же время прочностные
свойства валопроводов турбин, находящихся в эксплуатации, с течением
времени снижаются из-за развития типичных дефектов. Поэтому макси-
мально допустимый уровень частоты вращения, равный 120 % по отноше-
нию к номинальному, необходимо рассматривать как величину теоретиче-
скую, относящуюся к идеальному оборудованию.
В свете необходимости отказа от разгона роторов по-прежнему акту-
альной остаётся разработка и освоение альтернативных способов как
настройки, так и проверки системы защиты, не требующих повышения
частоты вращения ротора выше номинальной.
Вероятность появления дефектов при испытаниях, неизбежно сопро-
вождающихся повышением уровня напряжений в деталях валопровода,
достаточно высока. Об этом свидетельствуют случаи аварий, произошед-
ших при разгонных испытаниях из-за обрыва ободов дисков, лопаток и
других элементов валопровода при частоте вращения, существенно мень-
шей уровня настройки автомата безопасности.
Аварии по другим причинам при разгоне для испытания защиты
имели место на турбинах К-1200-240 Костромской ГРЭС (1995) - из-за
обрыва бандажа последней ступени НД и К-300-240 Ириклинской ГРЭС
(1980) - из-за неработоспособности золотника АБ.
ВТИ разработан комплекс мероприятий, который в 1998 г. получил
официальную поддержку РАО ЕЭС России и всех турбинных заводов. В
числе мероприятий - установка электрического устройства (параллельно
основному механическому АБ), реализующего принцип «2 из 3» при до-
стижении уставки срабатывания. Для проверки работы такого устройства
не требуется специальное изменение частоты вращения ротора, поэтому
осуществление данного мероприятия позволит свести к минимуму коли-
чество разгонов ротора с целью настройки и испытания защиты.
Кроме реализации принципа «2 из 3», высокая надёжность этого
электрического устройства обеспечивается системой гарантированного
498 ”
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
питания, самодиагностикой, а также точностью и быстродействием, соот-
ветствующими крайне высокому темпу роста частоты вращения ротора
при разгоне с полностью открытыми регулирующими клапанами. Такая
ситуация возникает в случае сброса нагрузки с отключением генератора
от сети при отказе системы регулирования.
Замена кровельного покрытия машзала
Выполненная в 2006-2007 годах замена позволила:
• облегчить нагрузку на несущие фермы машзала за счёт снижения
удельного веса единицы кровельного «пирога»;
• повысить пожаробезопасность за счёт использования только него-
рючих материалов;
• уменьшить тепловые потери за счёт применения современных теп-
лоизоляционных материалов и технологий их нанесения;
• полностью устранить протечки мягкой кровли за счёт повышения
герметичности стыков и примыканий.
Нанесение огнестойкого защитного покрытия на фермы машзала
Работа позволила повысить пожарную безопасность и живучесть
машзала за счёт увеличения времени конструкционной стойкости ферм
кровли к несению нагрузки в условиях воздействия факела с 15 до 45 минут.
Внедрение системы стояночной консервации проточной части
турбин
Монтаж установки стояночной консервации, состоящей из вентиля-
тора с калорифером, подающей подогретый и осушенный воздух в про-
точную часть турбины после прекращения паровых сбросов, позволил:
• снизить стояночную коррозию элементов проточной части;
• увеличить ресурс оборудования;
• сократить трудозатраты на удаление отложений в проточной части;
• уменьшить время и количество пара на отмывку проточной части
при пуске.
Освоение метода раннего отключения системы смазки и ВПУ
турбин
Проведённые в 2001-2005 годах со специалистами ЛМЗ испытания по-
казали возможность отключения системы смазки и ВПУ турбин при остыва-
нии металла цилиндров турбин до 3000 °C без возникновения остаточных
тепловых прогибов роторов и деформации уплотнений проточной части.
В сочетании с принудительным расхолаживанием цилиндров возду-
хом этот метод позволил значительно сократить время ремонтов за счёт
более раннего вывода турбин в ремонт.
499
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Монтаж и освоение режимов работы схем БРУ-Д ВД и НД
Монтаж схем БРУ-Д высокого и низкого давления на третьем конту-
ре петель циркуляции повысил надёжность теплоотвода по третьему кон-
туру за счёт разделения и полной автономности петель расхолаживания.
Кроме того, сокращается время предпусковых эксплуатационных
промывок контуров за счёт автономной подготовки каждой петли к выво-
ду в паровой режим в процессе пуска энергоблока, экономятся значитель-
ные количества обессоленной воды и пара.
Внедрение съёмной многослойной волокнистой теплоизоляции ци-
линдров турбин
Мероприятие позволило:
• улучшить теплоизоляцию цилиндров и сократить тепловые потери;
• выровнять температурные поля цилиндров и корпусов СК, за счёт
этого повысить маневренность турбины в переходных режимах;
• в отличие от напылённой, многократно использовать волокнистую
теплоизоляцию;
• обеспечить чистоту и экологичность в машзале при выполнении
изоляционных работ;
• улучшить условия труда персонала в машзале;
• значительно снизить трудозатраты на снятие и установку теплоизо-
ляции.
Модернизация схемы отсоса с уплотнений турбины
Проектная схема предусматривала отсос пара уплотнений турбины в
охладитель пара уплотнений типа ОПУ-ЮО. В случае неплотности его
трубного пучка нарушалась работа системы уплотнений и требовалось от-
ключение турбины и снижение мощности энергоблока.
Модернизация заключается в исключении из схемы подогревателя
ОПУ-ЮО и направлении пара из средних камер уплотнений турбины на
встроенный в ЦНД подогреватель ПНД-1 или непосредственно в конден-
сатор турбины в зависимости от режима работы.
Это позволило, при сохранении экономичности турбо установки:
• повысить её маневренность в переходных режимах;
• снизить вероятность отключения турбины за счёт исключения «сла-
бого» звена схемы - неотключаемого по пару ОПУ-ЮО;
• повысить надёжность работы за счёт резервирования приёмника на-
ра уплотнений.
Модернизация системы удаления маслопаров из картеров подшип-
ников
Выполнение линий отсоса паров масла с каждого подшипника тур-
бины на эксгаустеры с одновременной заменой латунных уплотнений вала
500
J. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
по маслу на фторопластовые позволило снизить протечки масла, тем са-
мым повысив пожаробезопасность и культуру эксплуатации.
Реконструкция СОФШ (системы обогрева фланцев и шпилек) ци-
линдров турбины
Углубление обнизки по горизонтальным разъёмам цилиндров, отказ
от внешних коробов обогрева, сокращение количества ручной арматуры и
установка автоматических регуляторов на подаче пара позволило:
• сократить время пуска турбины за счёт ускоренного и более равно-
мерного прогрева металла ЦВД, ЦСД;
• автоматизировать процесс прогрева;
• сократить время вывода турбины в ремонт, используя систему для
принудительного расхолаживания цилиндров воздухом;
• повысить пожаробезопасность.
Очистка поверхностей нагрева теплообменников
Освоение метода очистки пучков подогревателей сетевой воды теп-
лофикационной установки от отложений с помощью установки УВД-600
позволило:
• устранить термические отложения в трубных пучках;
• снизить температурные напоры подогревателей;
• повысить экономичность теплофикационной установки;
• снизить затраты на чистку трубных пучков.
Модернизация системы откачки трапных вод с минусовых отметок
машзала
После модернизации имеется несколько эшелонов защиты от затоп-
ления:
• пять электронасосов откачки приямков;
• восемь водоструйных эжекторов;
• четыре штатных насоса технической воды,
что значительно повысило живучесть оборудования минусовых от-
меток машзала.
Реконструкция системы кондиционирования блока (1990 год) с
установкой второй нароэжекторной холодильной машины (ПЭХМ), в
2 раза большей хладопроизводительности, позволила решить проблему
высоких температур в машинном зале и помещениях обслуживающего
персонала, в том числе и БЩУ.
Реконструкция теплофикационной установки (ТФУ) блока (1985-90 гг.)
с увеличением ее мощности в 4 раза (с 60 до 240 Гкал/ч) решила проблему
отопления города Заречного и промплощадки относительно дешёвым теп-
лом. Кроме того, имеется резерв по теплопроизводительности до 30 %.
501
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ ИА БЫСТРЫХ ИЕЙТРОИАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Установка третьего пожарного насоса в пожарной насосной повы-
сила резерв системы пожаротушения маслонаполненного оборудования
машзала распыленной водой.
Проведена замена чугунной арматуры маслосистем турбины и си-
стемы технического водоснабжения на стальную, что значительно снизи-
ло пожароопасность и надёжность их работы.
Установка третьих маслонасосов на маслосистемах ПЭН повысила
надёжность работы и возможность вывода в ремонт при сохранении в ра-
боте самого ПЭН.
Переход на современные уплотнительные материалы на основе
терморасширенного графита типа «Графлекс» позволяет повысить надеж-
ность уплотнительных узлов арматуры и насосов и повторно их использо-
вать.
Замена регулирующих клапанов на новые разгруженные клапаны
дискового типа.
Замена насосного оборудования машзала (СНТ, СН, НОС, СНЖ,
НВЖ, ДНМ, НЧК, НАП).
Утилизация тепла постоянно действующих дренажей позволила:
• повысить экономичность блока;
• снизить пароводяные потери.
Установка упругих пластинчатых муфт на ПЭН позволяет ском-
пенсировать радиальные, угловые и осевые смещения соединяемых валов,
возникающие при эксплуатационных расцентровках.
Внедрение электромагнитного противонакмпного устройства на ПСВ
УЭП предназначено для защиты от накипи путём разрыхления от-
ложений и препятствия в дальнейшем их образованию на поверхностях
нагрева теплообменного оборудования. Принцип работы устройства за-
ключается в магнитной обработке воды импульсными электромагнитными
полями и в создании на поверхностях нагрева колебаний сдвига на меж-
атомном уровне. В результате этого происходит дробление, отслаивание и
смыв накипи намагниченной водой. В итоге происходит очистка рабочих
поверхностей нагрева, а в дальнейшем рост отложений не наблюдается.
При использовании устройства снижается скорость коррозии металла по-
средством образования на его поверхности тонкого слоя магнетита, что
позволяет продлить ресурс оборудования.
Замена пароводяной арматуры высоких параметров на более
надёжную импортную с разгрузочным устройством позволило решить
проблему обрыва штоков при термоопрессовке клиньев.
Оснащение ПЭН модернизированной аппаратурой виброконтроля
для постоянного мониторинга состояния и своевременного обнаружения
отклонений.
502
5 ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА ЕЕГСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Основные направления дальнейшей модернизации
Замена АПЭН на модернизированные. (Изготовление по ПУБЭ АЭУ).
Замена насосного оборудования машзала (НТВ).
Подготовка и ввод в эксплуатацию резервного бака запаса ХОВ.
Позволит сократить время пусковых отмывок за счёт создания запа-
са конденсата.
Установка внутрибаковых сепараторов масла в ГМБ турбин.
Позволит снизить расход водорода на продувку генераторов для
поддержания чистоты водорода снижением его загрязнения воздухом бла-
годаря глубокой сепарации масла. Попутный эффект - снижение загрязне-
ния механическими примесями элементов гидравлической системы автома-
тического регулирования турбины и уменьшение её нечувствительности.
Предлагаемые для установки сепараторы гравитационно-
сорбционного типа обладают свойством очистки масла от воздуха, воды и
механических загрязнений за счёт обеспечения интенсификации процесса
выделения воздуха из масла с использованием эффектов сорбции, позво-
ляющих одновременно помимо воздуха удалять механические загрязне-
ния и воду.
Монтаж нредвключенных фильтров очистки циркуляционной воды.
Монтаж предвключенных фильтров очистки циркуляционной воды
повысит экономичность работы турбоустановки за счет предупреждения
загрязнения теплопередающих поверхностей основных конденсаторов и
сокращения затрат на их чистку.
Антикоррозионное покрытие поверхностей оборудования и трубо-
проводов большого диаметра, контактирующих с коррозионной средой.
Применение частотного регулирования на насосах теплофикацион-
ных установок позволит снизить расход энергии на собственные нужды за
счёт расширения диапазона и точности регулирования.
Необходимость учёта опыта модернизаций при сооружении
блока №4
Учёт опыта модернизации при проектировании, изготовлепии и мон-
таже турбинного оборудования блока №4, позволит сократить последую-
щие ремонтно-эксплуатационные расходы за счёт уменьшения объёмов
очевидных реконструкций:
• Легкосъёмная многоразовая теплоизоляция оборудования, включая
трубопроводы.
• Схема химпромывки ПГ.
• Система освещения, отопления и вентиляции машзала.
• Использование огнестойкого масла. Система очистки масла.
• Противопожарное покрытие ферм машзала.
• Система откачки трапных вод машзала.
503
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
• Исключение медьсодержащих элементов конденсатного тракта.
• Антикоррозионное покрытие поверхностей оборудования, контакти-
рующего с коррозионной средой, и «чулкование» трубопроводов поли-
мерными материалами.
• Установка самоочистных фильтров перед потребителями техниче-
ской и циркуляционной воды.
• Покрытие кровли машзала.
• Применение антинакипных устройств для теплообменного оборудо-
вания.
5.8. Турбоустановка К-800-130
5.8.1. Общие сведения
Турбоустановка вместе с парогенератором образует замкнутый цикл,
в котором пар из парогенератора подается на турбину (см. рис. 5.6). Отра-
ботанный в ней пар кондепспруется в конденсаторе, а конденсат через ре-
генеративную и питательную установки снова подается в ПГ. В состав
турбоустановки входят: паровая конденсационная турбина К-800-130/3000
со скоростью вращения 50 с'1, генератор ТЗВ-890-2УЗ производства фили-
ала ОАО «Силовые машины» «Электросила», установленный на общем с
турбиной фундаменте, регенеративная установка; питательная установка,
теплофикационная установка. Турбина спроектирована для работы в мо-
ноблоке с реакторной установкой на быстрых нейтронах БН-800 с тепло-
вой мощностью 2100 МВт на перегретом паре с тепловым циклом с про-
межуточными сепарацией и одноступенчатым перегревом пара. Турбина
адаптирована применительно к условиям площадки энергоблока №4 Бело-
ярской АЭС.
В состав блока №4 Белоярской АЭС включена теплофикационная
установка, обеспечивающая отпуск тепла до 250 Гкал/ч при температур-
О
ном режиме 150/70 С.
Кроме того, предусмотрена возможность отпуска пара из отборов
турбины для собственных нужд блока.
Энергоблок предназначен для работы в базовом режиме электриче-
ской нагрузки с использованием установленной мощности 7000 часов в
год.
Промежуточный перегрев пара, отработавшего в ЦВД, осуществля-
ется в СПП. В качестве греющей среды используется пар из отбора турби-
ны.
Принципиальная тепловая схема турбоустановки включает в себя
пять ступеней подогрева основного конденсата в подогревателях низкого
"504
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
давления, деаэратор, подогреватель высокого давления и водоводяной
теплообменник - охладитель конденсата греющего пара СПП.
Теплофикационная установка выполнена в две группы и включает по
три сетевых подогревателя в каждой группе. Питание подогревателя сете-
вой воды №3 (пикового бойлера) греющим паром предусмотрено из двух
источников: основного - из отбора турбины; резервного - из БРОУ-СН.
В табл. 5.30 приведены основные параметры, обеспечиваемые турбо-
установкой при номинальной мощности реакторной установки, на режимах:
- конденсационном (гарантийном);
- конденсационном при номинальных величинах отборов пара на
собственные пужды блока;
- теплофикационном при максимальной тепловой нагрузке и с мак-
симальными величинами отборов пара на собственные пужды блока.
Таблица 5.30
Основные технические характеристики турбоустановки
Характеристика Конденсационные режимы Максималь- ный тепло- фикационный режим
Гарантийный режим Номинальный режим
1 2 3 4
Номинальная тепловая мощ- ность РУ, МВт 2100
Электрическая мощность на клеммах генератора, МВт 885,6 881,5 825,7
Номинальный расход свежего нара, т/ч 3186 3185,7 3177,9
Номинальные параметры свежего пара:
давление, МПа 12,75
температура, °C 485
Параметры пара после промежуточного перегрева в СПП:
давление, МПа 0,466 0,426 0,344
температура, не менее, °C 250
Расчетная температура охла- ждающей воды, °C 10
505
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ ж БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Окончание табл. 5.30
1 2 3 4
Номинальный массовый расход охлаждающей воды в конденса- торы, т/ч 65000
Средневзвешенная величина давления в конденсаторе, кПа 3,1 3,06 2,5
СН-1 - 7,5 10,7
СН-2 - 25 45,8
Давление пара, отбираемого на собственные нужды блока, МПа;
СН-1 - 1,03 9,45
СН-2 - 0,449 0,363
Давление пара в деаэраторе, МПа 1,35 1Д5 1,3
Температура питательной воды, С 214,8 214,7 213,4
Число ступеней регенеративного подогрева 8
Удельный расход теплоты брут- то, кДж/кВт ч (ккал/кВт • ч) 8538,6 (2039,4) 8578,3 (2048,9) 9157,7 (2187,3)
Примечания;
1) Давление пара приведено в абсолютных величинах.
2) Величина теплофикационной нагрузки - 290.7 МВт(т) (250 Гкал/ч).
Температурный график теплосети 150/70 С.
5.8.2. Турбина К-800-130/3000
Турбина имеет в своем составе ЦВД и три двухпоточных ЦНД. Ос-
новные характеристические данные турбины следующие:
Конструктивная схема турбины Парораспределение Скорость вращения ротора, об/мин Количество ступеней: ЦВД+ 3 ЦНД дроссельное 3000
ЦВД 4+7=11
506
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
ЦНД всего в турбине Характеристика последней ступе- Зх(2 х 5)=30 41
ни: длина рабочей лопатки, мм материал рабочих лопаток Торцевая площадь выхлопа, м2 Суммарная торцевая площадь, м2 Ротор ВД Вес ротора ВД, т Ротор НД Вес ротора НД, т Длина турбины (без генератора), м 1200 титановый сплав ВТ-6 11,3 67,8 цельнокованый 36 цельнокованый 82 42,07
Общий срок службы турбины (за исключением быстроизнашиваю-
щихся деталей и узлов) - 40 лет. Межремонтный период, при котором
должна обеспечиваться надежная и экономичная работа турбины, - 4 го-
да. Коэффициент готовности турбины- не менее-0,98.
Цилиндр высокого давления (см. рис. 5.78) разработан на основе
проточной части петлевой схемы, применяемой в турбинах мощностью
300, 500, 800 и 1200 МВт. Выбор петлевой схемы для проточной части
ВД обусловлен рядом ее преимуществ перед прямоточной.
1) Пониженный перепад температур и давлений на внутреннем и
наружном корпусах благоприятно сказывается на термонапряженном со-
стоянии деталей цилиндра, следовательно, турбина имеет лучщие манев-
ренные характеристики.
2) Особенности конструкции петлевого ЦВД позволяют выбрать
различные корневые диаметры для левого и правого потоков, тем самым
имеется возможность оптимального выбора высот лопаток. Корневой
диаметр ступеней части высокого давления (ЧВД) меньше, чем у ступе-
ней части среднего давления (ЧСД), что позволяет выбрать более длинные
лопатки для первых ступеней и тем самым повысить их экономичность.
Больший корневой диаметр в ЧСД позволяет ограничить высоту рабочих
лопаток последней ступени.
3) Противоположенное направление течения рабочего тела в ступе-
нях левого и правого потоков уравновешивает осевое давление. Остаточ-
ное усилие компенсируется с помощью разгрузочного поршня.
Традиционным является тип статора ЦВД для петлевой схемы:
двухкорпусный в сочетании с обоймами: облопачивание левого потока
507
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
(ЧВД) размещается во внутреннем корпусе, а правого потока (ЧСД) - в
трех обоймах, ередняя из которых имеет пароотборную камеру. Растгре-
деление ступеней по потокам выбрано из условия максимальной разгруз-
ки РВД от осевого усилия и организации 4 отборов пара из проточпой ча-
сти, вследствие чего при общем количестве 11 ступеней четыре находятся
во внутреннем корпусе левого потока, а остальные семь в трех обоймах
правого потока.
Турбина К-800-1 ЗО/ЗООО спроектирована с дроссельным парорас-
пределением, традиционно применяемом в турбинах АЭС. К первой сту-
пени внутреннего корпуса осуществляется полный подвод пара двумя па-
трубками диаметром 500 мм. Подводящие патрубки сопряжены с двумя
(верхним и нижним) тройниками, приваренными к наружному корпусу.
Между подводящими патрубками и тройниками применено уплотнение
поршневыми кольцами. К тройникам привариваются по два трубопровода
острого пара диаметром 350 мм. Конструктивная схема подвода пара че-
рез тройники наружного корпуса к двум патрубкам внутреннего корпуса
обеспечивает наименьшее загромождение кольцевого перепускного кана-
ла из левого в правый поток (аналогичная схема подвода пара в ЦВД реа-
лизована в турбине К-1200-240).
Перепускной канал между левым и правым потоками имеет диффу-
зорный профиль, что минимизирует потери давления в тракте и благо-
приятно влияет на экономичность ЦВД.
В петлевой схеме ЦВД оптимально решена проблема взаимного
расположения и количества паровпускных, пароотборных и паровыпуск-
ных трактов, общее количество патрубков которых равно двенадцати:
- паровпуск: два симметричных (в верхней и в нижней части корпу-
са) патрубка 0 500 мм;
- первый отбор за 4-й ступенью: два патрубка (в нижней части кор-
пуса) 0 275 мм;
- второй отбор за 7-й ступенью: один патрубок (в нижней части кор-
пуса) 0 300 мм;
- третий отбор за 8-й ступенью: один патрубок (в нижней части кор-
пуса) 0 400 мм из обоймы с пароотборной камерой;
- четвертый отбор за 9-й ступенью: два симметричных (в нижней ча-
сти корпуса) патрубка 0 400 мм;
- паровыпуск: четыре симметричных патрубка (в верхней и в нижней
части корпуса) диаметром 1200 мм.
508
45 м/сек
45 м/сек
Рис. 5.78. Цилиндр высокого давления
509
J. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
АТОМИЫЕЭЛЕКЕРОСТАНЦИИС РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХНЕЙТРОНАХС НАТРИЕВЫМТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Во всех трактах обеспечен апробированный уровень скоростей пара.
Применение обоймы с пароотборной камерой и нижним расположением
патрубка обеспечивает необходимый осевой габарит паровыпускного
тракта ЦВД, при котором достигается симметричное расположение 4 па-
трубков 0 1200 мм верхней и нижней частях наружного корпуса. Макси-
мальная скорость влажного пара (с влажностью до 5,5 %) в трубопроводах
ЦВД-СГЕП составляет 60 м/с. Массогабаритные показатели монолитного
наружного корпуса ЦВД (рис. 5.79) практически равнозначны аналогич-
ным показателям ЦВД турбины К-1000-60/3000.
Рнс. 5.79. Наружный корпус цилиндра высокого давления
Ротор высокого давления (РВД). Масса вала 31т, масса оболопа-
ченного РВД равна 36 т. На переднем конце РВД (см. рис. 5.80) находит-
ся разгрузочный поршень диаметром 920 мм.
Сверление разгрузочных отверстий в дисках РВД осуществляется
через разгрузочный поршень, отверстия в котором затем глушатся резьбо-
выми пробками.
Переднее концевое уплотнение имеет четыре камеры: из первой пар
отводится в ПНД-5, из второй в ПНД-2, в третью пар подается из коллектора
уплотнений, а из четвертой паровоздушная смесь отбирается в конденсатор
пара уплотнений (КПУ). Заднее уплотнение двухкамерное. В первые камеры
подается пар из коллектора, а из вторых паровоздушная смесь отбирается в
КПУ.
510
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Проточная часть ЦВД спроектирована на базе:
- использования накопленного опыта экспериментальных исследо-
ваний модельных и натурных отсеков проточных частей и испытаний тур-
бин на электростанциях;
- использования современных методов расчета проточных частей в
2- и 3-мерной постановке решения задач с использованием современных
методик и программ;
- оптимизации течения потока пара в ступени (использование тан-
генциального навала в направляющих лопатках, профилирования корне-
вых зон рабочих лопаток и т. д.);
- разработки новых более эффективных профилей направляющих и
рабочих лопаток, геометрия которых согласована с газодинамическими
расчетами потока на основе многорежимной оптимизации, а также совер-
шенствования конструкции элементов проточных частей.
Это позволяет обосновано гарантировать высокие показатели
надежности и экономичности турбины в эксплуатации. Рабочие лопатки
имеют «Т»-образное (в левом потоке) и вильчатое (в правом потоке) со-
единения с ротором. Рабочие лопатки соединены по окружности демп-
ферной связью в виде «ласточкина хвоста», устанавливаемой в теле бан-
дажей. В рабочих лопатках применены цельнофрезерованные бандажи.
Надбандажные уплотнения рабочих лопаток выполнены вставками, уста-
новленными во внутреннем корпусе и обоймах диафрагм. Диафрагмы по
конструкции сварные, с развитой системой лабиринтовых уплотнений.
Для направляющих и рабочих лопаток применены современные высоко-
эффективные профили. Направляющие лопатки последних ступеней
(8-11) имеют тангенциальный навал для выравнивания потока перед рабо-
чими лопатками. Наружный корпус опирается четырьмя лапами на опор-
ные поверхности первого и второго корпусов подшипников, которые фик-
сируются крестообразными шпонками на фундаментных рамах. В перед-
511
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
нем корпусе расположен опорный вкладыш 0 435 мм. На раме переднего
подшипника установлен блок регулирования турбины. Во втором корпусе
находятся два вкладыша: опорно-упорный 0 450 мм и опорный 0 575 мм.
Между вкладышами расположено валоповоротное устройство. Наружный
корпус ЦВД фиксируется поперечными шпонками на втором подшипнике
и расширяется в сторону переднего подшипника.
Цилиндр низкого давления. При разработке проекта турбины
К-800-130/3000 в конструкцию ЦНД внесены следующие изменения:
- выполнено оптимальное профилирование двухтрубного паров-
пускного тракта;
- модернизирована паровыпускная часть на основе закрученной мо-
дели течения в сборной камере;
- изменена силовая схема внешнего корпуса;
- применены конструктивные мероприятия по активной и пассивной
защите элементов турбины от эрозионного повреждения, работающих с
влажной средой.
Двухпоточный ЦНД имеет сварную конструкцию наружного и внут-
реннего корпусов. Наружный корпус ЦНД состоит из трех частей: два вы-
ходных патрубка соединяются вертикальными фланцами со средней ча-
стью. Преимущество такого деления заключается в том, что каждая из
трех частей проходит гидравлические испытания при избыточном внут-
реннем давлении, в результате которых обеспечивается высокое качество
сварных соединений.
Проточная часть ЦНД состоит из няти ступеней в каждом потоке с
рабочими лопатками последних ступеней длиной 1200 мм, изготовленны-
ми из титанового сплава ВТ-6 с противоэрозийным покрытием
(см. рис. 5.81).
512
J. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
8010
Рнс. 5.81. Цилиндр низкого давления
Внутренний корпус включает паровпускную камеру с двумя трубо-
проводами 0 1200 мм, расположенными ниже горизонтального разъема, и
две пароотборные камеры с патрубками, соединяемыми трубопроводами с
ПНД-2 и ПНД-3. В паровпускной камере с нижним расположением труб в
месте их присоединения изменяется форма канала с круглой на квадрат-
ную. За счет 20 % увеличения проходного сечения канала снижается ско-
рость потока на участке его поворота, который в данной конструкции вы-
полнен с меньшей кривизной по сравнению с предыдущими модификаци-
ями. Вследствие такого профилирования паровпускной камеры уменьша-
ются потери давления в тракте и снижается неравномерность давления
перед направляющими аппаратами первых ступеней (см. рис. 5.82). Во
внутреннем корпусе размещаются: два направляющих аппарата; простав-
ка; по три диафрагмы (в каждом потоке). Камеры отбора пара на ПНД-3
организованы за вторыми ступенями, на ПНД-2 - за третьими ступенями.
В выходных патрубках установлены диафрагмы последних ступеней, пе-
ред которыми находятся пароотборные камеры, соединяемые с встроен-
ным в переходной патрубок конденсатора ПНД-1.
513
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рис. 5.82. Паровпуск ЦНД
Аэродинамическое профилирование паровыпускного тракта ЦНД
выполнено с использованием современных алгоритмических средств мо-
делирования пространственных течений. Результаты расчетного исследо-
вания с визуальным представлением структуры потока сделали возмож-
ной корректировку геометрических параметров и конструкции выхлопно-
го патрубка для исключения зон, отрицательно влияющих на уровень по-
терь в тракте. В его аэродинамической схеме сочетаются осерадиальный
диффузор и свободная сборная камера, не имеющая ребер жесткости, что
позитивно влияет на температурное состояние выхлопного патрубка и ра-
бочих лопаток последних ступеней на режимах с малым пропуском пара.
Вакуумная плотность наружного корпуса повышена за счет применения
резинового шнура, расположенного в канавке, по всему периметру гори-
зонтального разъема (включая концевые уплотнения). Концевые уплотне-
ния расположены на корпусах подшипников и соединяются с выхлопны-
ми частями посредством линзовых компенсаторов. Такая конструкция
позволяет проводить осмотр и замену сегментных уплотнений без демон-
тажа крупногабаритных крышек корпусов ЦНД. Направляющие решетки
второй - пятой ступеней ЦНД имеют саблевидный профиль. Диафрагмен-
ные уплотнения состоят из подпружиненных сегментов с большим числом
уплотнительных усиков. Надбандажные уплотнения снабжены уплотни-
тельными вставками, закрепленными в козырьках диафрагм. В диафраг-
мах последней ступени имеется развитая система внутриканального вла-
гоудаления. Пленочная влага отводится через щели на вогнутых и выпук-
лых поверхностях лопаток, периферийном обводе межлопаточных кана-
лов и через ободы диафрагм сбрасывается в выходной патрубок. Ротор НД
выполнен без центрального канала. Крепление рабочих лопаток первых
двух ступеней - на Т-образных хвостовых соединениях; рабочие лопатки
третьей, четвертой и пятой ступеней крепятся на торцевых ёлочных хво-
стовиках. Рабочие лопатки всех ступеней выполнены с цельнофрезеро-
ванными бандажами. В бандажах рабочих лопаток первых четырех ступе-
514
5. оборудовалиб и системы аэс с реакторами на быстрее нейтронах
ней установлены демпферные связи. Рабочие лопатки 4 и 5 ступеней име-
ют проволочные связи. Соединение роторов производится жесткими по-
лумуфтами, расположенными между опорными вкладышами. Вблизи по-
лумуфт размещаются скобы, оснащенные гидравлическими домкратами, с
помощью которых выполняется монтаж валопровода и другие операции
во время эксплуатации турбины. В корпусе подшипника между ЦВД и
ЦНД-1 установлено валоповоротное устройство с электродвигателем
мощностью 30 кВт, п = 750 об/мин, который через редуктор вращает ва-
лопровод турбины со скоростью 1 об/мин. Включение и отключение ВПУ
происходит автоматически посредством обгонной муфты. Для снятия за-
ряда статического электричества в районе заднего подшипника турбины
устанавливаются токосъёмные щетки.
Подшипники турбины. Валопровод турбины состоит из четырех
цельнокованых роторов: РВД и трех РИД, опирающихся на восемь под-
шипников (вкладышей), из которых первый опорный 0 435 мм, второй -
опорно-упорный 0 450 мм. Каждый РИД опирается на два опорных вкла-
дыша 0 575 мм. Все вкладыши, включая генераторный, 0 580 мм, унифи-
цированы с вкладышами турбины К-Ю00-60/3000. Вкладыши снабжены
устройством гидростатического подъема роторов с целью снижения изно-
са баббита, сохранения шеек роторов и уменьшения пускового момента на
электродвигателе при работе с ВПУ. Опорные части вкладышей и упор-
ные колодки опорно-упорного вкладыша имеют баббитовую заливку. Во
время работы турбины температура баббита контролируется датчиками
температуры.
Организация тепловых расширений. Цилиндры и корпусы под-
шипников оснащены системой продольно-поперечных шпонок, коорди-
нирующих их тепловое расширение и сохраняющих взаимную соосность
статорных и роторных компонентов турбины, что обеспечивает заданные
величины радиальных и осевых зазоров в проточной части и гарантийные
показатели экономичности турбины. Система состоит из восьми продоль-
ных шпонок (по две на каждом цилиндре), четырнадцати поперечных (две
на лапах корпуса ЦВД и по четыре на торцевых опорах выхлопных частей
четырех ЦНД) и пяти крестообразных шпонок под соответствующими
корпусами подшипников. Система обеспечивает фиксацию оси турбины и
поперечную фиксацию цилиндра ВД относительно второго корпуса под-
шипника, а цилиндров НД и корпусов подшипников - относительно своих
фундаментных рам.
515
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Система автоматического регулирования турбины предназначена
для:
- автоматического регулирования частоты вращения ротора турбины
и электрической мощности генератора в соответствии со статической ха-
рактеристикой и заданием, получаемым от оператора или от внешних си-
стем управления;
- поддержания заданного давления пара перед турбиной или задан-
ного положения регулирующих клапанов;
- предотвращения недопустимого повышения частоты вращения ро-
тора турбины при сбросах нагрузки с отключением и без отключения ге-
нератора от сети;
- защиты турбины путем прекращения подачи в нее пара в случае
возникновения недопустимых режимов работы (падения давления масла в
системе смазки, повышения давления в конденсаторе, недопустимого осе-
вого сдвига ротора и т. д.);
- быстрого разгружения турбины по сигналам устройств технологи-
ческой или противоаварийной автоматики.
Система регулирования состоит из органов парораспределения, гид-
равлической и электронной части системы регулирования и защиты, рабо-
та которых взаимосвязана.
Время полного закрытия регулирующих клапанов из положения но-
минальной нагрузки при подаче через электрогидравлический преобразо-
ватель-сумматор (ЭГП-С) форсирующих воздействий на прикрытие регу-
лирующих клапанов составляет:
• для ЦВД-0,4 с;
• дляЦНД-1,1с.
Время открытия регулирующих клапанов из положения холостого
хода до положения номинальной нагрузки, примерно, 2 секунды;
Степень неравномерности регулирования скорости настраивается в
пределах от 2 до 8 %.
Система регулирования обеспечивает возможность изменения
нагрузки и синхронизации генератора при любой допустимой частоте се-
ти. Максимальная частота вращения ротора при сбросе номинальной
нагрузки с отключением генератора от сети не превышает 108 % номи-
нального значения.
Система парораспределения турбины обеспечивает регулирование
подвода пара к турбине. Турбина имеет дроссельное парораспределение.
Свежий пар подводится к турбине через два блока клапанов высокого
давления. Каждый блок состоит из одного стопорного клапана 0 400 мм и
516
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
двух регулирующих клапанов 0 275 мм. Блоки клапанов расположены от-
дельно от ЦВД.
Стопорные и регулирующие клапаны ВД разгруженного типа. После
ЦВД пар направляется в сепараторы-пароперегреватели, а затем через
шесть блоков низкого давления, каждый состоящий из одной стопорной и
одной регулирующей поворотной заслонки, подводится к ЦНД. Из пере-
пускных труб (XIШ) в конденсатор идут паропроводы с установленными
на них сбросными клапанами. Сбросные клапаны - разгруженного типа.
На линиях отборов пара на собственные нужды установлены двухседель-
ные обратные клапаны типа КРМ.
Гидравлическая часть системы регулирования (ГЧСР) осуществляет
управление положением стопорных, регулирующих клапанов, поворотных
заслонок турбины, управляет сбросными клапанами и стопорными клапа-
нами отборов в заданной последовательности с заданными характеристи-
ками. Приводами всех стопорных, регулирующих, сбросных клапанов и
поворотных заслонок являются пружинно-гидравлические сервомоторы.
При исчезновении давления масла стопорные, регулирующие клапаны и
заслонки закрываются пружинами их сервомоторов, а сбросные клапаны
при этом открываются.
Подготовка системы регулирования к пуску турбины осуществляет-
ся через механизм управления турбиной (МУТ) воздействием на его элек-
тродвигатель и включает в себя взвод золотников регулятора безопасно-
сти, открытие стопорных клапанов и подачу управляющего давления к
ЭГП-С. Управление турбиной при пуске, синхронизации и изменении
нагрузки осуществляется воздействием электрического сигнала от ЭЧСР
посредством ЭГП-С на промежуточный золотник, в котором формируется
выходное управляющее давление к сервомоторам регулирующих и сброс-
ных клапанов.
Гидравлическая система защиты. Система защиты от разгона (регу-
лятор безопасности), выполненная в ГЧСР, прекращает подачу пара в
ЦВД турбины и пара после СПП в ЦНД при повышении частоты враще-
ния на 9-*-10 % сверх номинальной. Эта защита от разгона осуществляется
двумя центробежными выключателями бойкового типа, которые воздей-
ствуют через рычаги на золотники регулятора безопасности (ЗРБ).
В период между испытаниями защиты на разгон бойки центробеж-
ных выключателей расхаживаются поочередно при работе турбины под
нагрузкой без срабатывания остальных элементов системы защиты путем
налива рабочей жидкости под опорную поверхность бойка от специально-
го крана с выводом соответствующего рычага из зоны действия бойка на
блок ЗРБ. После снижения частоты вращения до 101 % номинального зна-
чения взвод защиты может быть выполнен автоматически воздействием
сигнала от ЭЧСР на электродвигатель механизма управления турбины.
517
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Кроме того, система защиты оборудована золотником предварительной
защиты (ЗПЗ), с приводом от электромагнитного выключателя, получаю-
щего от ЭЧСР управляющий сигнал, вырабатываемый в зависимости от
частоты вращения ротора и от её первой производной (ускорения ротора).
Предварительная защита при наличии значительного ускорения срабаты-
вает при частоте вращения меньшей, чем уставка бойков центробежных
выключателей, что снижает максимальное повышение скорости вращения.
При отсутствии ускорения уставка предварительной защиты по частоте
вращения ротора 111 % - выше уставки бойков. Поэтому, при достаточно
медленном подъеме частоты вращения ротора для испытания защиты раз-
гоном предварительная защита срабатывать не будет. Действие предвари-
тельной защиты, в отличие от основной защиты, не является необрати-
мым, поскольку передается не через ЗРБ, а через ЗПЗ, открывающий
стопорные клапаны сразу после исчезновения воздействия на электромаг-
нит, а регулирующие клапаны - с запаздыванием, достаточным для того,
чтобы разгрузочные клапаны стопорных клапанов успели уравнять давле-
ние пара и стопорные клапаны открывались бы при еще закрытых регули-
рующих клапанах. Система защиты турбины снабжена двумя электромаг-
нитными выключателями, отключающими турбину при действии соответ-
ствующих защит (по осевому сдвигу, по давлению в системе смазки, по
вакууму и т. п.) или по команде оператора. Для поочередного испытания
каждого из двух ЭМВ на работающей турбине система защиты снабжена
золотником для отключения ЭМВ, который отключает испытуемый ЭМВ
от остальной системы защиты.
Предусмотрена возможность испытания на холостом ходу правиль-
ности функционирования всех элементов системы защиты, включая про-
верку действия клапанов при срабатывании центробежных выключателей
без повышения частоты вращения сверх номинальной.
Предусмотрена возможность поочередного испытания каналов за-
щиты, включая электромагнитные выключатели, на работающей турбине.
Предусмотрена возможность поочередного испытания (расхажива-
ния) стопорных клапанов. При этом клапаны прикрываются воздействием
на ручные индивидуальные механизмы расхаживания с контролем пере-
мещения клапана по шкале сервомотора.
Предусмотрена возможность испытания плотности регулирующих и
етопорных клапанов.
Электронная часть системы регулирования (ЭЧСР) турбины форми-
рует управляющие воздействия на электродвигатель МУТ, ЭГП-С и элек-
тромагнитный выключатель ПЗ. ЭЧСР выполняет алгоритмы автоматиче-
ского управления турбиной во всех режимах работы энергоблока во взаи-
модействии с регулятором реактора, общеблочной и станционной систе-
Т18
J. ОБОРУДОВАНИЕ If СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
мами контроля и управления, а также с устройствами автоматического ре-
гулирования частоты и мощности и противоаварийной автоматики энер-
госистемы.
Маслоснабжение ГЧСР включает бак системы регулирования и
насосное оборудование. Подача рабочей жидкости в систему регулирова-
ния осуществляется одним из двух попеременно-резервных вертикальных
центробежных насосов, приводимых электродвигателями переменного то-
ка. На линиях нагнетания каждого из насосов установлены обратные кла-
паны, предотвращающие слив рабочей жидкости из напорной линии в бак
через насос, находящийся в резерве. Снабжение системы регулирования
рабочей жидкостью при кратковременном исчезновении напряжения соб-
ственных нужд станции и при переключении насосов осуществляется
двумя пружинно-грузовыми аккумуляторами емкостью 40 л каждый.
Постоянная фильтрация всего расхода рабочей жидкости происходит
внутри бака на двух последовательно установленных сетках с размером
ячейки 0,25 мм. Перед сетками в баке установлен воздухоотделитель, со-
стоящий из пакета наклонных листов. На байпасе из напорного маслопро-
вода в маслобак установлен фильтр тонкой очистки рабочей жидкости от
механических примесей. На сливе рабочей жидкости из системы регули-
рования непосредственно перед грязным отсеком бака установлены по-
следовательно два вертикальных маслоохладителя. Маслоохладители
плотные, трубные системы их изготавливаются из коррозионно-стойкой
стали. Отсос воздуха и паров масла из бака системы регулирования осу-
ществляется вентилятором.
Система смазки и гидроподъема. Система смазки предназначена
для подачи смазочной жидкости к подшипникам турбины и генератора.
Для повышения пожаробезопасности в качестве рабочей жидкости может
использоваться огнестойкая жидкость. Подача огнестойкой жидкости к
подшипникам турбины и генератора осуществляется из чистого отсека
маслобака электронасосами через аварийные емкости в крышках подшип-
ников. Для потребностей турбины и генератора установлено два маслона-
соса, один из них - резервный, с приводом от двигателей переменного то-
ка. В случае отказа резервный насос пускается автоматически. Преду-
смотрены также два аварийных насоса с приводом от электродвигателей
постоянного тока, обеспечивающие контур смазки подшипников на слу-
чай потери питания собственных пужд. В маелобаке расположены сетча-
тые фильтры с ячейкой 0,25 мм и воздухоотделитель. На байпасе из
напорного маслопровода в маслобак установлен фильтр тонкой очистки
рабочей жидкости от механических примесей. Может быть обеспечена
тонкость фильтрации порядка 12 микрон. Масляный бак снабжен указате-
лем уровня масла и сигнализатором перепада уровня на сетчатых филь-
519
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
трах. Имеются реле падения давления, обеспечивающие необходимый
объем защит и блокировок. Охлаждение огнестойкой жидкости произво-
дится в четырех маслоохладителях поверхностного типа. Аварийный
насос смазки подключен к напорному коллектору, минуя маслоохладите-
ли. Давление огнестойкой жидкости на уровне оси турбины составляет
0,12 МПа и поддерживается постоянным с помощью редукционного кла-
пана. В клапане имеется байпас с ограничительной шайбой, обеспечива-
ющий минимально необходимый расход огнестойкой жидкости на смазку
при закрытом клапане. Температура огнестойкой жидкости поддержива-
ется постоянной путем изменения расхода охлаждающей воды, подавае-
мой в маслоохладители, с помощью регулирующего клапана, управляемо-
го регулятором температуры масла.
Рабочая температура огнестойкой жидкости за маслоохладителями
составляет 42—44 °C.
Маслобак выполнен из двухслойной коррозионно-стойкой стали.
Отсос воздуха и паров огнестойкой жидкости из бака системы смазки
производится вентилятором. Удаление влаги из огнестойкой жидкости
осуществляется за счет испарения ее в маслобаке и отсасывания паров во-
ды вентилятором, предназначенным также для отсоса воздуха и паров ог-
нестойкой жидкости из картеров подшипников. Турбоагрегат оснащен
устройством гидростатического подъема роторов, которое используется с
целью снижения износа вкладышей подшипников как при вращении рото-
ров валоповоротным устройством, так и при пуске турбины или выбеге
после отключения турбины. Огнестойкая жидкость с высоким давлением
подается через дозирующие устройства в нижние половины вкладышей
всех опорных подшипников одним из двух винтовых насосов (второй
находится в резерве) с электродвигателями переменного тока.
5.8.3. Конденсационное устройство
Конденсационное устройство обеспечивает прием отработавшего
пара от турбины во всем диапазоне мощностей, прием пара по байпасу
турбины через БРОУ-К, а также прием сбросов пара, пароводяной смеси и
воды от различных устройств ТУ.
Конденсатор 800 КП-60000-1 предназначен для работы в составе
турбоустановки мощностью 800 МВт с турбиной К-800-130/3000 на энер-
гоблоке №4 Белоярской АЭС.
Конденсационная установка подвального типа состоит из трех двух-
ходовых по охлаждающей воде конденсаторов с поперечным расположе-
нием охлаждающих трубок. Каждый конденсатор включает: корпус, пере-
ходной патрубок, трубную систему с трубными досками, конденсатосбор-
520
J. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
ник, входные и поворотные водяные камеры. Каждый корпус конденсато-
ра присоединяется переходным патрубком к двум выхлопным патрубкам
двухпоточного ЦНД турбины (рис. 5.83).
Рис. 5.83. Принципиальное устройство конденсатора: 1 - от ЦНД;
2 - циркуляционная вода; 3 - от КЭН-1; 4 - от БРОУ-К; 5 - постоянная подпитка
Основной функцией конденсатора является конденсация отработав-
шего в турбине пара. Конденсатор по своим техническим характеристикам
обеспечивает давление пара за турбиной па требуемом для экономичной
работы турбоустановки уровне.
Конденсатор обеспечивает сохранение конденсата отработавшего
пара и его качество, соответствующее требованиям ПТЭ, и отсутствие пе-
реохлаждения по отношению к температуре насыщения в конденсаторе.
Конденсатор обеспечивает прием предусмотренных тепловой схе-
мой турбоустановки сбросов при пуске и останове турбины и при работе
на мощности.
При включении в работу БРОУ-К конденсатор обеспечивает прием и
конденсацию до 50 % номинального расхода пара на турбину.
Переходной патрубок первого корпуса конденсатора оборудован па-
трубками для приема пара из перепускных труб ХПП, поступающего при
срабатывании сбросных клапанов.
Конденсатор оборудован устройствами для приема нормального и
аварийного добавка химочищенной воды.
В табл. 5.31 приведены основные технические характеристики кон-
денсатора.
521
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ ИА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Таблица 5.31
Основные технические характеристики конденсатора
Характеристика Значение
Поверхность теплопередачи, м2 60000
Количество охлаждающих труб, шт 52752
Внутренний и наружный диаметр труб, мм 26,8/28
Длина конденсаторных труб, мм 13000
Материал труб Титановый сплав ВТ-1-0
Номинальный расход охлаждающей воды, м3/ч 95000
Число ходов охлаждающей воды 2
Число потоков охлаждающей воды 2x3 = 6
Масса конденсатора без воды, т 3x400= 1200
Масса воды в циркуляционной системе, т 3x450= 1350
Масса воды в паровом пространстве при гидроиспытании, т Зх 1100 = 3300
Коэффициент чистоты труб, принятый в тепловом расчете конденсатора 0,9
Гидравлическое сопротивление при номи- нальном расходе охлаждающей воды, кПа 51,0
Давление воды в циркуляционной системе, МПа 0,25
Конструкция конденсатора и способ крепления труб к трубной доске
обеспечивают величину присосов сырой воды не более 4-10'5 % от расхода
пара в каждый корпус конденсатора.
522
5- ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
В условиях нормального функционирования оборудования турбо-
установки обеспечиваются следующие параметры качества основного
конденсата:
общая жесткость не более 1 мкг-экв/дм3;
содержание растворенного кислорода не более 20 мкг/дм3;
удельная электропроводимость конденсата не более 0,2 мкСм/см.
Зависимость значения давления в конденсаторе от расхода охлажда-
ющей воды и от температуры охлаждающей воды при работе турбоуста-
новки в конденсационном режиме при номинальной мощности реактор-
ной установки Qp= 100 % приведена на рис. 5.84.
Рис. 5.84. Зависимость давления в конденсаторе от температуры охлаждающей воды при
различных значения расхода охлаждающей воды на конденсационном режиме работы
турбоустановки при номинальной мощности реакторной установки Qp- 100 %.
Конденсаторная группа 800 КП-60000-1 состоит из трех корпусов.
Каждый корпус включает:
- патрубок соединительный;
- трубную систему с трубными досками;
- конденсатосборник;
- водяные камеры.
Патрубок соединительный служит для приема отработавшего в тур-
бине пара и направления его к трубным пучкам. Переходной патрубок
523
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
сварной конструкции выполнен из листовой углеродистой стали. Необхо-
димая прочность переходного патрубка обеспечивается оребрением его
поверхности и системой стержней.
Соединительный патрубок конденсатора крепится сварным соедине-
нием к выхлопным патрубкам турбины.
В паровом пространстве переходного патрубка размещены подогре-
ватели ПНД-1 (три корпуса, по одному в каждом корпусе конденсатора), и
паросбросные устройства.
Трубная система конденсатора выполнена заодно с конденсатосбор-
ником. Трубы поверхности теплообмена закрепляются концами в трубных
досках при помощи вальцовки с приваркой. Трубная система имеет ком-
пенсатор разности тепловых расширений корпуса и труб. Трубы имеют
промежуточные опоры, расположенные в паровом корпусе.
Водяные камеры сварной конструкции выполнены из листовой угле-
родистой стали. Водяные камеры крепятся к трубным доскам фланцевыми
соединениями.
Водяные камеры со стороны циркуляционных водоводов имеют
внутренние перегородки, разделяющие внутреннюю полость на четыре
секции. Днище каждой секции оборудовано патрубком 0 1600 мм. Через
два рядом расположенных патрубка подается циркуляционная вода из
напорных водоводов, через два других - сливается в сливные водоводы.
Поворотные водяные камеры разделены внутренними перегородка-
ми, отделяющими крайние секции. Поступающая из труб первого хода
циркуляционная вода направляется в трубы второго хода отдельными по-
токами: из средней секции первого хода в среднюю секцию второго хода -
через внутреннюю полость поворотной водяной камеры, а из крайней сек-
ции первого хода в крайнюю секцию второго хода - через короб, прива-
ренный к крышке поворотной водяной камеры. Водяные камеры со сторо-
ны циркуляционных водоводов закрываются крышками, закрепляемыми
болтами на фланцах водяных камер.
Поворотные водяные камеры съемных крышек не имеют. Доступ
внутрь водяных камер обеспечивается через люки, закрывающиеся двер-
ками с быстродействующим закреплением. С целью компенсации тепло-
вых расширений корпус конденсатора устанавливается на пружинных
опорах. Циркуляционная вода двумя потоками поступает в напорную во-
дяную камеру, проходит по трубам первого хода в поворотную водяную
камеру, затем по трубам второго хода в сливную водяную камеру и слива-
ется в сливной трубопровод. Для поддержания необходимого уровня цир-
куляционной воды в водяных камерах создается разряжение с помощью
двух эжекторов цирксистемы. Эжекторы цирксистемы включаются в ра-
524
J. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
боту при заполнении конденсатора водой и периодически при падении
уровня воды в водяных камерах.
Паровое пространство каждого корпуса конденсатора разделено вер-
тикальной перегородкой на две секции: «холодную» и «горячую». Кон-
денсация пара, поступающего из турбины, происходит: в «холодной» сек-
ции - на трубах первого хода; в «горячей» секции - на трубах второго хо-
да. Поскольку температура циркуляционной воды в трубах второго хода
выше, чем в трубах первого хода, давление в паровом пространстве «горя-
чей» секции выше, чем в паровом пространстве «холодной» секции, и
конденсат в «горячей» секции имеет более высокую температуру, чем
конденсат в «холодной» секции.
Образовавшийся на трубах конденсат стекает в нижнюю часть кор-
пуса конденсатора. В «холодной» секции уровень конденсата поддержи-
вается выше, чем в «горячей» секции. Конденсат из «холодной» секции
переливается в «горячую» секцию через специальное барботажное
устройство, в котором происходит его подогрев встречным потоком пара,
поступающим из «горячей» секции. Одновременно с подогревом проис-
ходит первичная деаэрация конденсата, что надежно обеспечивает его ка-
чество по содержанию растворенных газов.
Конденсат из «горячей» секции отводится через бак отвода конден-
сата. Отвод из конденсатора неконденсирующихся газов, а также воздуха,
проникающего через неплотности вакуумной системы, осуществляется с
помощью четырех основных эжекторов ЭВ-13-900-1. Количество одновре-
менно работающих эжекторов определяется необходимостью поддержания
расчетного вакуума.
При работе турбоустановки обязательному контролю подлежат:
- температура и расход охлаждающей воды;
- температура и давление пара в конденсаторе;
- температура и расход конденсата;
- уровень конденсата в конденсатосборнике.
5.8.4. Вспомогательное оборудование
Сепараторы-пароперегреватели турбины К-800-130/3000 для АЭС
с реактором БН-800, в дальнейшем именуемые СПП-800, предназначены
для установки на атомных электростанциях с реактором БН-800 и служат
для сепарации и перегрева влажного пара после цилиндра высокого дав-
ления турбины (см табл. 5.32). Конденсатосборники и сепаратосборник,
поставляемые в комплекте с СПП-800, являются промежуточными емко-
стями для сбора конденсата и сепарата из СПП.
525
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Таблица 5.32
Основные расчетные параметры в режиме номинальной мощности
Параметр Значение
Нагреваемый пар
Расход влажного пара на входе в СПП, т/ч
Давление пара на входе в СПП (номинальное), МПа (кгс/см2) * 0,348 (3,55)
Энтальпия на входе в СПП, кДж/кг(ккал/кг) 2628,47 (627,8)
Влажность пара на входе в СПП, % 5,41
Влажность пара после сепаратора, % 0,5
Расход пара после сепаратора, т/ч
Давление на выходе из С1Ш, МПа (кгс/см) (справочная величина) 0,332 (3,39)
Температура на выходе из СПП, не менее, °C 250
Гидравлическое сопротивление СПП по нагре- ваемому пару, не более, % 4,0
Расчетное давление, МПа (кгс/см2) * 1,078(11,0)
Расчетная температура, °C 260
Греющий пар
Расход пара на один С1Ш, т/ч 134,0
Давление пара на входе, МПа (кгс/см2) * 5,835 (59,5)
Температура пара на входе, °C 380
Энтальпия пара на входе, кДж/кг(ккал/кг) 3125,86 (746,6)
Расчетное давление пара, МПа (кгс/см2) * 6,47 (66)
Расчетная температура пара, °C 390
Примечание - * Давление избыточное.
526
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Общий вид СПП-800 приведен на рис. 5.85. СПП-800 состоит из
двух различных по функциональному назначению элементов сепаратора и
пароперефевагеля. которые расположены в одном корпусе. На корпусе
СШ1 находятся входной и выходной патрубки нагреваемой среды, на ка-
мерах греющего пара находятся патрубки входа и выхода греющего пара,
на корпусе СПП и на камерах греющего пара расположены штуцеры для
установки манометров и термопар, люки-лазы для осмотра и ремонта
внутренних устройств. Влажный пар носле ЦВД турбины по ресиверу по-
дается в нижнюю часть СПП во входную камеру, которая находится под
сепаратором. Сепаратор расположен в одни ярус по всему сечению корпу-
са и содержит 36 одинаковых сепарационных блоков, которые установле-
ны на опорной решетке. Пространство между корпусом и сепарационны-
ми блоками закрыто металлическими листами, которые приварены к кор-
пусу и блокам. Сепаратор устроен так, что влажный пар может пройти
только через жалюзи, где происходит отделение влаги из пара. В сепараторе
СПП применен сепарационный блок, аналогичный блоку СПП- 1000-1. Жа-
люзи собираются в пакеты, пакеты в блоки. Каждый сепарационный блок
содержит 6 пакетов и дренажную систему для отвода уловленной влаги от
сепарационных пакетов жалюзи. Для улучшения условий работы блок се-
парационный выполнен с увеличенным количеством жалюзи в пакете -
352 жалюзи. От каждого сепарационного блока уловленная влага (сепа-
рат) через сливные трубы отводится в нижнюю часть корпуса, где слива-
ется из корпуса СПП через патрубок Dy 800 в нижней части днища.
527
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Рис. 5.85. Сепаратор-пароперегреватель СПП-800
528
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Осушенный пар после сепаратора поступает в пароперегреватель.
Пароперегреватель выполнен в виде отдельных теплообменников и со-
держит 238 одинаковых шестигранных кассет. Кассета выполнена из про-
дольно-оребренных труб. Длина оребренного участка 3,9 м. Концевые
участки труб, выполненные без оребрения, сведены в пучок и закреплены
с помощью вальцовки и обварки в трубных досках, к которым приварены
эллиптические донышки кассет, образуя верхние и нижпие головки кас-
сет. В верхних головках установлены перфорированные распределитель-
ные перегородки. Трубы в кассете по длине дистанционированы 4 решет-
ками, установленными на неоребренных участках труб. Дистанциониру-
ющая решетка выполнена в виде изогнутых полос, каждая пара которых
образует шестигранные ячейки, обода имеют шестигранную форму. Труба
выполнена из стали 08X14МФ, оребрение - 08кп. Трубы сведены в пучок
и закреплены в трубных досках при помощи вальцовки и обварки труб. К
трубным доскам приварены эллиптические донышки. К каждому верхне-
му донышку кассеты приваривается труба разводки подвода греющего па-
ра, а к нижнему - труба разводки отвода конденсата, изготовленные из
стали 15ХМ. Трубы разводки подвода греющего пара сведены в четыре
камеры греющего пара, а трубы разводки отвода конденсата сведены в че-
тыре камеры отвода конденсата. Кассеты устанавливаются на опорной
решетке. Пространство между корпусом и массивом кассет закрыто вы-
теснителем по всей высоте кассеты. Опорная решетка состоит из взаимно
пересекающихся полос, образующих ромбические ячейки под головки
кассет и кольцевого обода, к которому привариваются свободные концы
полос. Решетка ободом установлена на ребра, приваренные к корпусу ап-
парата. Между корпусом и поверхностью теплообмена для уменьшения
холодных шунтов устанавливаются вытеснители, которые в верхней части
уплотнены по корпусу при помощи Г-образных пластин, одновременно
являющихся компенсатором. Осушенный пар в пароперегревателе пере-
гревается и выводится из корпуса СПП вбок через патрубок Dy 2000 в
верхней части корпуса пароперегревателя. Греющий пар подводится к че-
тырем верхним камерам, расположенным на корпусе пароперегревателя,
из камер по трубам разводки поступает к кассетам. В кассетах пар конден-
сируется, отдавая тепло, и по трубам нижней разводки конденсат удаляет-
ся в камеры, откуда отводится в конденсатосборник. Камеры греющего
пара для доступа снабжены фланцевыми разъемами. При необходимости
через них можно глушить кассеты. Сепаратосборник выполнен в виде
расположенной горизонтально емкости, корпус которой состоит из ци-
линдрической обечайки с эллиптическими днищами, приваренными по
торцам. Корпус расположен на двух опорах и снабжен люком-лазом
Dy 400. На корпусе сепаратосборника размещены: 2 патрубка подвода се-
529
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
парата от двух СПП и патрубок отвода сепарата, дренажный штуцер. Кор-
пус и днища снабжены штуцерами для установки уровнемеров. Конденса-
тосборник выполнен в виде расположенной горизонтально емкости, кор-
пус которой состоит из цилиндрической обечайки с эллиптическими дни-
щами, приваренными по торцам. Корпус расположен на двух опорах и
снабжен люком-лазом Dy 400. В нижней части корпуса размещен патру-
бок подвода конденсата от одного СПП и патрубок отвода конденсата,
дренажный штуцер. Корпус и днища снабжены штуцерами для установки
уровнемеров. В верхней части корпуса расположены 4 штуцера уравни-
тельной линии пароперегревателя.
Поверхностные подогреватели ПНД-1 имеют конструктивную по-
верхность теплообмена 650 м2. Расчётное абсолютное давление основного
конденсата составляет 1,27 МПа, греющего пара - 0,2 МПа.
Подогреватель низкого давления ПНД-1 (ПН-650-1,27-0,2-А) по-
верхностного типа горизонтального исполнения выполнен в трёх корпусах
с параллельным включением всех трёх корпусов по основному конденсату
(см. рис.5.6). ПНД-1 устанавливаются в переходных патрубках конденса-
тора. ПНД-1 питается паром из VII отбора (перед последней ступенью
ЦНД). Из ПНД-1 конденсат самотёком через гидрозатвор направляется в
конденсатор. Неконденсирующиеся газы отводятся через отверстия в кор-
пусе ПНД-1 в паровое пространство конденсатора. ПНД-1 - аппарат, не
отключаемый по пару и по основному конденсату.
Трубная система (с двумя ходами основного конденсата) выполняет-
ся из «(7»-образных труб, материал - 08Х18Н10Т.
Конструкция ПНД обеспечивает:
- герметичность соединения труб с трубной доской;
- возможность обнаружения и глушения поврежденных труб поверх-
ности теплообмена (допускается глушение труб, суммарная поверхность
которых составляет 10 % от величины конструктивной поверхности
нагрева);
- возможность полного дренирования водяного и парового простран-
ства;
- возможность визуального контроля плотности мест соединений
труб с трубной доской;
- организацию непрерывного отвода неконденсирующихся газов из
межтрубного пространства корпуса;
- возможность контроля сварных соединений.
Параметры работы подогревателей ПНД-1 на номинальном режиме
работы турбины приведены в табл. 5.33
530
J. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫ*НЕЙТРОНАХ
Таблица 5.33
Параметры работы ПНД-1
Наименование показателя Значение
Рабочий расход основного конденсата, т/ч 691,87
Температура основного конденсата на входе, °C 28,14
Рабочее давление греющего пара на входе в подогреватель, абс., МПа 0,0197
Рабочий расход греющего пара, т/ч 37,3
Рабочая температура греющего пара, °C 59,8
Недогрев основного конденсата, °C* 3
Примечание. * - Параметры основного конденсата и греющего пара даны в режиме
максимальной электрической нагрузки турбины.
Присоединение всех трубопроводов к патрубкам и штуцерам ПНД-1
предусмотрено на сварке.
Смешивающие подогреватели ПНД-2 и ПНД-3, Подогреватели
низкого давления смешивающего типа ППД-2 (ПНСГ-2400-2А) - горизон-
тального исполнения и ПНД-3 (ПНСВ-2500-ЗА) - вертикального исполне-
ния разработаны для применения в составе турбоустановки с турбиной
К-800-130/3000 на 4 энергоблоке Белоярской АЭС и включаются последова-
тельно по основному конденсату по схеме с гравитационным переливом.
Подогреватели ПНД-2 и ПНД-3 рассчитаны на максимальный рас-
ход основного конденсата (на входе в подогреватель) соответственно 2400
и 2500 т/ч.
Конструкция подогревателей обеспечивает:
- подогрев основного конденсата до температуры насыщения грею-
щего пара в корпусе каждого ПНД;
- прием сепарата из сепаратосборника СПП;
- герметичность корпуса;
- возможность полного дренирования узлов;
- защиту турбины от заброса воды с обратным потоком пара, обра-
зующимся при вскипании воды в аппаратах;
- защиту аппаратов от переполнения конденсатом выше допустимого
уровня;
- непрерывный отвод неконденсирующихся газов;
- возможность присоединения датчиков систем защиты и регулиро-
вания;
- возможность контроля сварных соединений;
Подогреватели обеспечивают надежную и эффективную работу на
всех режимах работы турбины в регулировочном диапазоне 3(Н1()0 % Уном,
531
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ теплоносителем
при максимально возможном расходе конденсата 2400 т/ч на входе в ПНД-2
и 2500 т/ч на входе в ПНД-3, на всех пусковых и остановочных режимах.
В табл. 5.34 приведены параметры подогревателей в режимах работы
энергоблока с максимальной электрической нагрузкой.
Таблица 5.34
Параметры подогревателей в номинальном режиме
Наименование показателя ПНД-2 ПНД-3
Расход основного конденсата на входе в аппарат, т/ч 2075,6 2168,6
Температура конденсата на входе в аппарат, °C 56,8 81
Давление греющего пара на входе в подогреватель, абс., МПа ' 0,049 0,11
Температура, °C, или влажность, %, греющего пара, % 1,96% 125,5 °C
Расход греющего пара, т/ч 93 77
Расход сепарата из сепаратосборника, т/ч - 115,9
Энтальпия сепарата, кДж/кг - 622
Аппараты ПНД-2 и ПНД-3 - не отключаемые по пару и по воде.
Присоединение всех трубопроводов к патрубкам и штуцерам ПНД-2
и ПНД-3 предусмотрено на сварке.
Подогреватели низкого давления ПНД-4 (ПП-2020-2,94-1,08-А) и
ПНД-5 (ПН-2110-2,94-1,08-А) поверхностного, вертикального типа, пред-
назначены для подогрева основного конденсата паром из отборов турби-
ны. ПНД-4 питается паром из IV отбора (за ЦВД), а ПНД-5 - из III отбора
(за 9 ступенью ЦВД).
Из ПНД-5 конденсат сливается в ПНД-4, а из ПНДЗ - закачивается
сливным насосом в магистраль основного конденсата перед ПНД-5.
Подогреватели ПНД-4 и ПНД-5 имеют возможность отключения по
пару и по основному конденсату с индивидуальным байпасированием ап-
паратов по воде.
Трубная система (с двумя ходами по основному конденсату) выпол-
няется из «U»-образных труб, материал труб - 08X18Н1 ОТ.
Конструкция ПНД обеспечивает:
- эффективный подогрев основного конденсата с минимальным не-
догревом основного конденсата относительно температуры насыщения по
давлению в корпусе подогревателя;
- минимальные потери давления греющего пара;
- герметичность соединения труб с трубной доской;
- возможность обнаружения и глушения поврежденных труб поверх-
ности теплообмена (допускается глушение труб, суммарная поверхность
которых составляет 10% от величины конструктивной поверхности
нагрева);
532
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
- возможность полного дренирования водяного и парового простран-
ства;
- возможность визуального контроля плотности мест соединений
труб с трубной доской;
- организацию непрерывного отвода неконденсирующихся газов из
межтрубного пространства корпуса;
- возможность присоединения датчиков систем защиты и регулиро-
вания;
- возможность контроля сварных соединений;
ПНД-5 имеет дополнительный патрубок для приема отсоса пара из
переднего уплотнения ЦВД.
В табл. 5.35 приведены основные параметры подогревателей при ра-
боте турбины на номинальном режиме.
Таблица 5.35
Основные параметры подогревателей при работе турбины на номинальном режиме
Наименование показателя Значение
ПНД-4* ПНД-5**
Рабочий расход основного конденсата, т/ч 2361,4 2754,8
Температура основного конденсата на входе, °C 102,6 135,7
Рабочее давление основного конденсата, абс., МПа 1,86 1,77
Рабочее давление греющего пара на входе в подо- греватель, абс., МПа 0,43 0,89
Рабочий расход греющего пара, т/ч 200,7 188,7
Рабочая температура греющего пара, °C 146,45 174,81
Расход слива в подогреватель из вышестоящего ап- парата, т/ч 177,6 10,61***
Теплосодержание слива в подогреватель, кДж/кг 649,4 3121,3***
Недогрев основного конденсата, °C* 3 3
Примечания:
*) Параметры основного конденсата и греющего пара даны в режиме максимальной
электрической нагрузки турбины (на гарантийном режиме).
**) Параметры основного конденсата и греющего пара даны в режиме максимальной
теплофикационной нагрузки турбины.
***) Пар уплотнений. Присоединение всех трубопроводов к патрубкам и штуцерам
ПНД-4 и ПНД-5 предусмотрено на сварке.
Подогреватель высокого давления ПВД-К (ПВД-К-1090-23,2-2,45-А)
поверхностного типа вертикального исполнения выполнен в двух корпу-
сах с параллельным включением по питательной воде (см. рис. 5.6).
533
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
ПВД-К питается паром из II отбора (за третьей ступенью ЦВД). Из
ПВД-К конденсат греющего пара самотёком направляется в деаэратор.
Уровень конденсата греющего пара в корпусе поддерживается регу-
лирующими клапанами, устанавливаемыми в непосредственной близости
от места ввода конденсата греющего пара в корпус деаэратора. Преду-
смотрена резервная линия с установленными на них регулирующими кла-
панами, по которой конденсат греющего пара отводится в конденсатор.
Неконденсирующиеся газы, накапливающиеся в корпусе ПВД-К, от-
водятся в деаэратор.
Предусмотрена возможность отключения аппаратов ПВД-К по пару
и по питательной воде.
Для защиты ПВД-К от аварийного повышения уровня аппараты
оснащаются быстродействующими защитными клапанами (БДЗУ), от-
ключающими ПВД-К по питательной воде с одновременным перепуском
питательной воды по байпасной линии.
Трубная система выполняется из «(/«-образных труб, материал -
08Х18Н10Т.
Конструкция ПВД-К обеспечивает:
- герметичность соединения труб с трубной доской;
- возможность обнаружения и глушения поврежденных труб поверх-
ности теплообмена (допускается глушение труб, суммарная поверхность
которых составляет 10 % от величины конструктивной поверхности
нагрева);
- возможность полного дренирования водяного и парового простран-
ства;
- возможность визуального контроля плотности мест соединений
труб с трубной доской;
- организацию непрерывного отвода неконденсирующихся газов из
межтрубного пространства корпуса;
- возможность присоединения датчиков систем защиты и регулиро-
вания;
- возможность контроля сварных соединений.
На номинальном режиме работы турбины подогреватели ПВД-К ра-
ботают при следующих параметрах:
Рабочий расход основной питательной воды, т/ч 1593
Температура питательной воды на входе, °C 197,4
Рабочее давление питательной воды, абс., МПа 19,0
Рабочее давление греющего пара на входе, абс., МПа 2,022
Рабочий расход греющего пара, т/ч 46,92
Рабочая температура греющего пара, °C 250,3
534
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Конденсатные электро насосные агрегаты КН-1, КН-2, сливные
насосы (СН). Конденсатный насос первой ступени предназначен для от-
качивания основного конденсата из конденсатора турбины и подачи его
через блочную обессоливающую установку (БОУ), конденсатор пара
уплотнений и ПНД-1 в подогреватель низкого давления смешивающего
типа №2 (см. рис.5.6).
Конденсатный насос второй ступени предназначен для откачивания
основного конденсата из ПНД-3 (смешивающего) и подачи его через
ПНД-4 и ППД-5 в деаэратор.
Поддержание уровня в конденсаторах осуществляется регулирую-
щим клапаном на линии нормальной подпитки в конденсатор, в ПНД-2 -
регулирующими клапанами, установленными за конденсатными насосами
первой ступени подъема, в деаэраторе - регулирующими клапанами,
установленными за конденсатными насосами второй ступени подъема.
Конденсатный (сливной) насос откачивает конденсат греющего пара
из корпуса ПНД-4 и закачивает его в тракт основного конденсата через
регулирующий клапан, поддерживающий уровень в ПНД-4.
В табл. 5.36 приведены технические характеристики насосов в рас-
четной точке.
Таблица 5.36
Техническая характеристика насосов
Наименование Величина
КЭН-1 КЭН-2 СН
Подача, м3/ч 1050 1250 440
Напор, м 100 250 230
Допускаемый кавитационный запас относи- тельно оси входного патрубка, м 3 3,5 2,5
Коэффициент полезного действия, % 82 82 78
Номинальная температура перекачиваемой жидкости, °C 26,7 103 147
Номинальное давление среды на входе с уче- 0,0432 0,157 0,46
том столба жидкости, МПа (кг/см2) (0,44) (1,6) (4Д)
Предусмотрена установка трех конденсатных насосных агрегатов
первого подъема и трех насосных агрегатов второго подъема (по два рабо-
тающих и по одному резервному). Сливных насосных агрегатов два: один
работающий и один резервный.
535
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
5.8.5. Теплофикационная установка
Теплофикационная установка предназначена для подогрева сетевой
воды паром из отборов турбины. Теплофикационная установка обеспечи-
вает:
Т еплопроизводительность
Температурный график
Расход сетевой воды
Давление сетевой воды
до 250 Гкал/ч
150/70
до 3125 т/ч
16 кг/см2
Режимы потребления пара при номинальной мощности реакторной
установки 2100 МВт приведены ниже:
Подогреватель Наименование отбора Параметры пара в отборе турбины и расход пара *
Максимальная теплофикаци- онная нагрузка Qx~ 250 Гкал/ч /СВ= 150/70 °C Среднегодовая теплофикацион- ная нагрузка Qr= 175 Гкал/ч (св=1 13,9/56,4 °C Минимальная теплофикацион- ная нагрузка 0т= 82 Гкал/ч Гсв= 70/40 °C
ПСВ-1 V отбор (за 2 ступ. ЦНД) Р = 0,913 кг/см2 t = 121,3°C G-63,53 т/ч Р = 0,986 кг/см2 Г =117,4 °C 6=168,1 т/ч Р ~ 1,08 кг/см2 Г = 119,5°С G =137,7 т/ч
ПСВ-2 IV отбор (за ЦВД) Р= 3,7 кг/см2 у =6,52 % 6 = 273,7 т/ч Р = 4,18 кг/см2 у = 5,95 % G = 140,2 т/ч -
ПСВ-3 III отбор (за 9 ступ. ЦВД) Р - 9,64 кг/см2 у =1,3 % G = 117,1 т/ч - -
Предусмотрено резервное питание ПСВ-3 от РОУ-CH паром с дав-
лением 20 кг/см2 и температурой 250 °C.
Схема теплофикационной установки приведена на рис. 5.86.
536
5. оборудование и системы аэс с реакторами на быстрых нейтронах
Рис. 5.86. Теплофикационная установка
Слив конденсата осуществляется с помощью регулирующих клапа-
нов, устанавливаемых на каждом сливе и поддерживающих нормальный
уровень воды в аппаратах (из ПСВ-1 слив в конденсатор возможен через
гидрозатвор).
Регулирование теплового потока ПСВ-1, 2 и 3 выполняется за счет
установки регулирующих клапанов на трубопроводах подвода греющего
пара.
Подогреватели сетевой воды ПСВ-1 (ПСВ-1400-1,08-2,35), ПСВ-2
(ПСВ-1250-1,08-2,35) и ПСВ-3 (ПСВ-920-1,08-2,35) вертикального испол-
нения, с нижним расположением распределительной водяной камеры,
включаются в две параллельные группы. Трубные системы имеют по два
хода сетевой воды и выполняются прямыми трубами, концы которых кре-
пятся к трубным доскам нижней и верхней водяных камер.
Аппараты ПСВ-1 имеют встроенные охладители конденсата грею-
щего пара.
Конструкция аппаратов ПСВ обеспечивает:
- возможность обнаружения и глушения поврежденных труб поверх-
ности теплообмена (допускается заглушка труб, суммарная поверхность
которых составляет 10 % от величины конструктивной поверхности
нагрева);
537
А ТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НА ТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
- возможность полного дренирования водяного и парового простран-
ства;
- возможность визуального контроля плотности мест соединений
труб с трубными досками;
- организацию непрерывного отвода неконденсируютцихся газов из
межтрубного пространства корпуса;
- возможность присоединения датчиков систем защиты и регулиро-
вания;
- регулирование уровня конденсата в корпусе подогревателя;
- возможность контроля сварных соединений;
- присоединение всех трубопроводов к патрубкам и штуцерам ПСВ
на сварке.
Подогреватели являются оборудованием II категории сейсмостойко-
сти по НП- 031-01 и сохраняют прочность, герметичность и выполняют
свои функции после прохождения землетрясения (ПЗ) 6 баллов по шкале
MSK-64. Максимальное расчётное землетрясение (MP3) 7 баллов по шка-
ле MSK-64.
ПСВ-1, ПСВ-2 и ПСВ имеют равнопрочные корпусы.
Суммарное гидравлическое сопротивление по сетевой воде всех ап-
паратов не превышает 40 м вод. ст.
Защита подогревателей от переполнения организовывывается через
I и II пределы уровней конденсата по принципу «2 из 3».
ПСВ-1, ПСВ-2 и ПСВ-3 устанавливаются в машзале на отметке
0,000 м.
5.8.6. Характеристика маневренности турбины
Пуск турбины. Турбина допускает надежный пуск и нагружение
после остановки любой продолжительности и после сброса нагрузки.
Время пуска и нагружения турбины зависят от исходного температурного
состояния и определяется допустимыми скоростями прогрева ее элемен-
тов (допустимыми разностями температур в контрольных сечениях).
По тепловому состоянию пуски турбины подразделяются на: холодное,
неостывшее, горячее.
538
5. ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Характеристика Тепловое состояние турбины
Холодное Неостывшее Горячее
Температура паравпуска ЦВД, °C < 170 200-250 >350
Минимальное время от момента толчка до синхронизации генератора, мин 40 25 15
Время нагружения, мин 320 215 75
Общее время пуска (от момента толчка до достижения номинальной нагрузки), мин 360 240 90
Допустимое количество пусков за весь срок службы:
- из холодного состояния 120;
- из неостывшего состояния 480;
- из горячего состояния 1200.
Количество пусков или попыток пусков в день (час) не ограничива-
ется.
Допустимое количество сбросов нагрузки с номинальной до холо-
стого хода или нагрузки собственных нужд - 180.
Останов турбины производится кнопкой отключения после сниже-
ния нагрузки до 30 % от номинальной.
Время, необходимое для остановки роторов турбоагрегата после от-
ключения генератора от сети, - 35-М5 мин. Минимальное время, необхо-
димое для остановки роторов турбоагрегата после отключения генератора
от сети со срывом вакуума, - 15+-20 мин. Максимальная частота вращения,
при которой разрешен срыв вакуума, - 2000 об/мин. Условия, при кото-
рых необходим ерыв вакуума, регламентируются инструкцией по эксплу-
атации, которой должен руководствоваться оператор.
Изменение мощности. Турбина рассчитана на работу как на посто-
янном, так и на скользящем давлении свежего пара. В интервале 50-Н00 %
МДМ допускается любое число изменений мощности на величину ±10 %
МДМ со скоростью 2 % МДМ в секунду при паузе между возмущениями
не менее 5 минут. Непрерывное изменение мощности:
- в диапазоне нагрузок 50^100 % ±5 % МДМ/мпн;
- в диапазоне нагрузок 30+50 % ±3 % МДМ/мин.
Допустимое количество циклов в диапазоне нагрузок 30 ЧОО %
МДМ за весь срок службы не ограничено.
539
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НЛТРИЕВЫМТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Турбина допускает работу на малорасходных режимах с нагрузкой
менее 30 % МДМ (холостой ход, нагрузка собственных нужд, островной
режим и т. д.) при пусках и после сброса нагрузки. Работа турбины на
этих режимах должна быть ограничена:
- холостой ход при пусках из различных тепловых состояний - не
более 10 минут;
- проверка системы регулирования и защит при работе на холостом
ходу (в сроки, предусмотренные инструкцией по эксплуатации) - не более
30 минут;
- электрические испытания генератора нри работе на холостом ходу
при пусках из холодного состояния (после монтажа или капитальных ре-
монтов) - не более 24 часов;
- при сбросе нагрузки до холостого хода или нагрузки собственных
нужд - не более 40 мин.
Для предотвращения чрезмерного разогрева выхлопных патрубков
турбины при работе на малорасходных режимах и при холостом ходе вы-
хлопные натрубки оснащены специальной водяной форсуночной системой
охлаждения.
Конденсат, подаваемый в систему охлаждения, имеет температуру,
превышающую температуру насыщения в конденсаторе. При разбрызги-
вании его форсунками в выхлопном патрубке происходит почти мгновен-
ное испарение конденсата. При этом отбирается тепло от среды, находя-
щейся в выхлопном патрубке, что позволяет эффективно производить охла-
ждение выхлопного патрубка без генерации эрозионно-опасной влаги.
540
БИ5ЛИ0ГРА ФИЧЕСКИЙ СПИСОК
Библиографический список к главам 1-3
1. Бахметьев А.М. Методы оценки и обеспечения безопасности ЯЭУ /
А. М. Бахметьев, О.Б. Самойлов, Г.Б. Усынин. - М.; Энергоатомиздат,
1988. - 136 с. : ил.
2. Белл Д. Теория ядерных реакторов : пер. с англ. / Д. Белл, С. Глес-
стон ; под ред. В.Н. Артамкина. - М.: Атомиздат, 1974.-489 с. : ил.
3. Беркуц К. Нейтронная физика / К. Беркун, К. Виртц. - М.: Атомиз-
дат, 1968. -456 с.
4. Владимиров В.И. Физика ядерных реакторов: Практические задачи
по их эксплуатации / В.И. Владимиров. - М.: Книжный дом «ЛИБРО-
КОМ», 2009.-480 с.
5. Галанин А.Д. Теория гетерогенного реактора / А.Д. Галанин. - М. :
Атомиздат, 1971. -248 с.
6. Ганев И.Х. Физика и расчет реактора: учебное пособие для вузов /
И.Х. Ганев; под общ. ред. Н. А. Доллежаля. - 2-е изд., перераб. и доп. -
М.: Энергоатомиздат, 1992. -496 с.
7. Гордеев И.В. Ядерно-физические константы: справочник / И.В. Гор-
деев, Д.А. Кардашев, А.В. Малышев. -М.: Госатомиздат, 1963. - 511 с.
8. Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов /
Б. А. Дементьев. - М.: Энергоатомиздат, 1986. - 272 с. : ил.
9. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы : учебник для ву-
зов. - 2-е изд. перераб. и доп / Б.А. Дементьев. - М.: Энергоатомиздат,
1990. - 352 с. : ил.
10. Зизин М.Н. Расчет нейтронно-физических характеристик реакторов
на быстрых нейтронах / М.Н. Зизин // Серия «Физика ядерных реакторов».
- М.: Атомиздат, 1978. - № 12. - 104 с.
11. Ильченко А.Г. Переходные и нестационарные процессы в ядерных
реакторах / А.Г. Ильченко. - Иваново : Ивановский государственный
энергетический университет, 2001.
12. Казанский Ю.А. Экспериментальные методы физики реакторов :
учеб, пособие для вузов / Ю.А. Казанский, Е.С. Матусевич. - М. : Энерго-
атомиздат, 1984. - 272 с. : ил.
13. Казанский Ю.А. Кинетика ядерных реакторов. Коэффициенты реак-
тивности. Введение в динамику : учеб, пособие / Ю.А. Казанский,
Я.В. Слекеничс. - М.: МИФИ, 2012. - 300 с.
14. Казачковский О.Д. Реакторы на быстрых нейтронах / О.Д. Казачков-
ский. - Обнинск, 1995. - 136 с.
15. Кириллов П.Л. Теплофизические свойства материалов ядерной тех-
ники (изд. 2-е) / П.Л. Кириллов, М.И. Терентьева, Н.Б. Денискина. - М,:
ИздАт, 2007. - 200 с.
541
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЬКТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
16. Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы : учебник для ву-
зов. - 3-е изд., перераб. и доп / А.Н. Климов. - М.: Энергоатомиздат, 2002.
- 464 с.: ил.
17. Кузнецов И.А. Аварийные и переходные процессы в быстрых реак-
торах / И.А. Кузнецов. - М.: Энергоатомиздат, 1987. - 176 с.
18. Левин В.Е. Ядерная физика и ядерные реакторы : учебник для тех-
никумов / В.Е. Левин. - 4-е изд., перераб. и доп. - М.: Атомиздат, 1979. -
288 с.
19. Матвеев В.И. Техническая физика быстрых реакторов с натриевым
теплоносителем : учеб, пособие / В.И. Матвеев, Ю.С. Хомяков. - М.: Из-
дательский дом МЭИ, 2012. - 356 с.
20. Машиностроение. Энциклопедия. В 40 т. Т. IV-25, Ки. 1 : Машино-
строение ядерной техники / К. В. Фролов (гл. ред.). - М.: Машинострое-
ние, 2005. - 960 с.
21. Машиностроение. Энциклопедия. В 40 т. Т. IV-25. Ки. 2 : Машино-
строение ядерной техники / К. В. Фролов (гл. ред.). - М.: Машинострое-
ние, 2005. - 944 с.
22. Нигматулин И.Н. Ядерные энергетические установки : учебник для
вузов / И.Н. Нигматулин, Б.И. Нигматулин. - М.: Энергоатомиздат, 1986.
- 168 с.: ил.
23. Окунев В.С. Основы прикладной ядерной физики и введение в физи-
ку ядерных реакторов : учеб, пособие / В.С. Окунев; под ред. В. И. Соло-
нина. - М.: Изд-во МГТУ им. Н. Э. Баумана, 2010. - 462 с.
24. Опыт корреляционных измерений расхода натрия на установке
БН-600 / Л.А. Адамовский [и др.] // Атомная энергия. - 1983. - Т. 54,
вып. 2. - С. 100-103.
25. Селезнев Е.Ф. Опыт формирования топливных загрузок активной
зоны реактора БН-600 / Е.Ф. Селезнев // Теплоэнергетика. 1998. № 5.
С. 30-35.
26. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов :
учеб, пособие для вузов / Г.Г. Бартоломей, Г.А. Бать, В.Д. Байбаков,
М.С. Алхутов; под ред. Г.А. Батя. -М.: Энергоиздат, 1982. - 511 с.: ил.
27. Смелов В.В. Лекции по теории переноса нейтронов / В.В. Смелов.
2-е изд., перераб. - М.: Атомиздат, 1978. - 216 с.
28. Троянов М.Ф. Физика активных зон быстрых энергетических реак-
торов / М.Ф. Троянов, В.И. Матвеев, М.Н. Николаев // Известия вузов.
Ядерная энергетика, 2007. № 3. -Вын. 1.-С. 130-144.
29. Технические проблемы реакторов на быстрых нейтронах / Ю.Е. Баг-
дасаров [и др.]. - М.: Атомиздат, 1969. - 612 с.
30. Уолтер А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах / А. Уол-
тер, А. Рейнольдс. - М. ; Энергоатомиздат, 1986. - 624 с.
542
БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ список
31. Усынин Г.Б. Оптимизационные модели реакторов на быстрых
нейтронах / Г.Б. Усынин, А.С. Карабасов, В.А. Чирков. - М.: Атомиздат,
1981.-232 с.
32. Усынин Г.Б. Реакторы на быстрых нейтронах : учеб, пособие /
Г.Б. Усынин, Е.В. Кусмарцев. - М.: Энергоатомиздат, 1985. - 288 с.
33. Фейнберг С.М. Теория ядерных реакторов. В 2 т. Т. 1: Элементарная
теория реакторов. / С.М. Фейнберг, С.Б. Шихов, В.Б. Троянский. - М.:
Атомиздат, 1970. - 400 с.
34. Хаммел Г. Коэффициенты реактивности в больших энергетических
реакторах на быстрых нейтронах : пер. с англ. / Г. Хаммел, Д. Окрент. -
М.: Атомиздат, 1975. - 304 с.
35. Широков С.В. Нестационарные процессы в ядерных реакторах :
учеб, пособие / С.В. Широков. - Киев, 2002. - 286 с.
36. Широков С.В. Физика ядерных реакторов / С.В. Широков. - Киев:
Вышэйшая школа, 2011.- 349 с.
37. Широков С.В. Ядерные энергетические реакторы : учеб, пособие. -
Киев: НТУУ «КП1», 1997. - 280 с.
38. Широков Ю.М. Ядерная физика / Ю.М. Широков, Н.П. Юдин. - М.:
Наука. Главная редакция физико-математической литературы, 1980. -
729 с.
39. Ядерные энергетические установки: учеб, пособие для вузов /
Б. Г. Ганчев [и др.]; под общ. ред. Н. А. Доллежаля. - 2-е изд., перераб. и
доп. - М.: Энергоатомиздат, 1990. - 629 с.
Библиографический сиисок к главе 4
1. Ампелогова Н.И. Дезактивация в ядерной энергетике / Н.И. Ампело-
гова, Ю.М. Симановский, А.А. Трапезников; под ред. В.М. Седова. - М.:
Энергоиздат, 1982.
2. Архипов В.М. Техника работы с натрием на АЭС / В.М. Архипов. -
М.: Энергоатомиздат, 1986.
3. Жидкометаллические теплоносители / 3-е изд. / В.М. Боришанский,
С.С. Кутателадзе, И.И. Новиков, О.С. Фудынский. - М.: Атомиздат, 1976. -
328 с.
4. Кириллов П.Л. Тенлофизические свойства жидкометаллических теп-
лоносителей (справочные таблицы и соотношения) : обзор, ФЭИ-0291 /
П.Л. Кириллов, Н.Б. Денискина. - М.: ЦНИИатоминформ, 2000. - 42 с.
5. Новедение изотопов цезия при очистке натриевого теплоносителя
холодными и специальными ловушками / В.Д. Кизин, Н.В. Красноярцев,
В.И. Ноляков, А.М. Соболев // Радиационная безопасность и защита АЭС.
- М.: Энергоатомиздат, 1987. - Вып.12. - С.35^16.
543
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
6. Радиоактивность в первом контуре быстрого реактора БОР-60 /
В.В. Кизин, Е.С. Лисицын, В.И. Поляков, Ю.В. Чечеткин // Атомная энер-
гия. 1978. Т.44, вып. 6. - С. 493.
Библиографический список к главе 5
1. Кокорев Б.В. Парогенераторы ядерных энергетических установок с
жидкометаллнческим охлаждением / Б.В. Кокорев, В.А. Фарафонов; под
общ. ред. П.Н. Кириллова. - М.: Энергоатомиздат, 1990. - 264 с.
2. Митенков Ф.М. Главные циркуляционные насосы АЭС / Ф.М. Ми-
тенков, Э.Г. Новинский, В.М. Будов; под общ. ред. Ф.М. Митенкова. - 2-е
изд. - М.: Энергоатомиздат, 1989. - 376 с.
3. Парогенераторы для АЭС с реакторами на быстрых нейтронах /
В.В. Денисов, В.И. Карсонов, Б.И. Лукасевич, Н.Б. Трунов // Вопросы
атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. По-
дольск, 2005. Вып. 11. С.47-66.
4. Справочник по ядерной энерготехнологии: пер. с англ./ Ф. Ран,
А. Адамантиадес, Дж. Кентон, Ч. Браун; под ред. В.А. Легасова. - М.:
Энергоатомиздат, 1989.
5. Ташлыков О.Л. Технологии ремонта парогенерирующей установки:
учебное пособие / О.Л.Ташлыков. - Екатеринбург: УГТУ-УПИ, 2009. -
118 с.
6. Трухний А.Д. Стационарные паровые турбины / А.Д. Трухний,
С.М. Лосев. - М.: Энергия, 1981.
544
Оглавление
1. Сведения из ядерной и нейтронной физики................16
1.1. Состав ядра. Свойства ядерных сил. Дефект массы....16
1.2. Понятие составного ядра............................20
1.3. Радиоактивность....................................25
1.4. Ядерные реакции....................................30
1.5. Взаимодействие нейтронов с ядрами..................31
1.6. Сечения нейтронных реакций.........................36
1.7. Основные характеристики нейтронов..................43
1.8. Замедление нейтронов...............................44
1.9. Диффузия нейтронов.................................48
1.10. Нейтроны деления. Спектр нейтронов деления. Мгновенные
и запаздывающие нейтроны................................51
1.11. Продукты деления. Энергия деления.................55
1.12. Цепная реакция деления. Коэффициент размножения в
бесконечной среде. Эффективный коэффициент размножения..58
2. Физика ядерных реакторов...............................66
2.1. Устройство и классификация ядерных реакторов.......66
2.2. Теория гетерогенного реактора (теория решетки).....81
2.3. Критические размеры и нейтронное поле в реакторе
с отражателем..........................................103
2.4. Нейтронно-физические особенности реакторов разных
типов..................................................118
2.5. Описание комплекса ядерно-физических расчетов.....125
2.6. Описание комплекса программ ГЕФЕСТ.................128
3. Кинетика ядерных реакторов............................141
3.1. Элементарная кинетика реактора....................141
3.2. Кинетика реактора с учётом запаздывающих нейтронов.158
3.3. Понятия общего и оперативного запаса реактивности реактора 169
3.4. Выгорание и воспроизводство ядерного топлива в реакторе
на быстрых нейтронах...................................173
3.5. Энерговыделение в ядерном реакторе. Выравнивание
энерговыделений. Зоны обогащения.......................180
3.6. Параметры, определяющие мощность ядерного реактора и скорость
её изменения...........................................190
3.7. Подкритическое состояние реактора и перевод реактора
в критическое состояние................................191
3.8. Эффекты реактивности..............................199
545
3.9. Баланс реактивности. Максимальный запас реактивности. Органы
регулирования. Дифференциальная характеристика. Интегральная
характеристика. Критическое положение стержней........215
3.10. Пуск реактора. Управление реактором в критическом состоянии.
Режим саморегулирования...............................222
3.11. Останов и расхолаживание реактора...............225
4. Особенности проведения работ на натриевых системах...233
4.1. Натриевый теплоноситель..........................233
4.2. Защитный газ.....................................250
4.3. Удаление натрия с поверхностей оборудования
и трубопроводов.......................................251
4.4. Обеспечение безопасности ремонтных работ на натриевом
оборудовании..............................................262
5. Оборудование и системы АЭС с реакторами на быстрых
нейтронах...................................................283
5.1. Тепловые схемы АЭС с реакторами на быстрых нейтронах ...283
5.2. Компоновка главного корпуса АЭС с реакторами
на быстрых нейтронах..................................302
5.3. Ядерные энергетические реакторы на быстрых нейтронах.314
5.4. Парогенераторы...................................363
5.5. Главные циркуляционные насосы....................427
5.6. Промежуточные теплообменники натрий-натрий.......435
5.7. Турбоустановка К-210-130.........................443
5.8. Турбоустановка К-800-130.........................504
Библиографический список....................................541
546
Учебное издание
Бельтюков Александр Иванович
Карпенко Анатолий Иванович
Полуяктов Сергей Александрович
Ташлыков Олег Леонидович
Титов Геннадий Павлович
Тучков Андрей Михайлович
Щеклеин Сергей Евгеньевич
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ
С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ
НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ
ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Часть 1
Редактор Н. П. Кубыщенко
Компьютерная верстка Е. В. Суховой
Подписано в печать 24.10.2013. Формат 70x100 1/16.
Бумага писчая. Плоская печать. Усл. печ. л. 44,18.
Уч.-изд. л. 36,5. Тираж 500 экз. Заказ № 2609.
Редакционно-издательский отдел ИПЦ УрФУ
620049, Екатеринбург, ул. С. Ковалевской, 5
Тел.: 8(343)375-48-25, 375-46-85, 374-19-41
E-mail: rio@ustu.ru
Отпечатано в Издательско-полнграфнческом центре УрФУ
620000, Екатеринбург, ул. Тургенева, 4
Тел.: 8(343) 350-56-64. 350-90-13
Факс: 8(343) 358-93-06
E-mail: press-urfu@mail.ru
ОБ АВТОРАХ
БЕЛЬТЮКОВ АЛЕКСАНДР ИВАНОВИЧ
Кандидат технических наук, начальник отдела инженерно-технической поддержки
эксплуатации Белоярской АЭС, .доцент кафедры «Атомные станции и возобновляемые
источники энергии» УрФУ
КАРПЕНКО АНАТОЛИЙ ИВАНОВИЧ
Доктор технических наук, профессор кафедры «Атомные станции и возобновляемые
источники энергии» УрФУ
ПОЛУЯКТОВ СЕРГЕЙ АЛЕКСАНДРОВИЧ
Заместитель начальника турбинного цеха № 2 Белоярской АЭС
ТАШЛЫКОВ ОЛЕГ ЛЕОНИДОВИЧ
Кандидат технических наук, доцент кафедры «Атомные станции и возобновляемые источники
энергии» УрФУ
ТИТОВ ГЕННАДИЙ ПАВЛОВИЧ
Кандидат технических наук, доцент, старший научный сотрудник кафедры «Атомные станции
и возобновляемые источники энергии» УрФУ
ТУЧКОВ АНДРЕЙ МИХАЙЛОВИЧ
Кандидат технических наук, начальник отдела управления качеством Белоярской АЭС,
доцент кафедры «Атомные станции и возобновляемые источники энергии» УрФУ
ЩЕКЛЕИН СЕРГЕЙ ЕВГЕНЬЕВИЧ
Доктор технических наук, профессор, заведующий кафедрой «Атомные станции
и возобновляемые источники энергии» УрФУ