BN-600

BN-600  este un reactor de putere cu neutroni rapid răcit cu sodiu , pus în funcțiune în aprilie 1980 în a treia unitate de putere de la centrala nucleară Beloyarsk din regiunea Sverdlovsk, lângă orașul Zarechny . Putere electrica - 600 MW . Din momentul în care reactorul Phoenix a fost oprit în Franța în 2009 și până la lansarea reactorului BN-800 la CNE Beloyarsk pe 10 decembrie 2015, BN-600 a fost singurul reactor de putere cu neutroni rapidi care funcționează din lume.

Construcția unității de alimentare (etapa 2 a CNE Beloyarsk) a început în 1968 [1] . La sfârșitul lunii decembrie 1979, o sursă de pornire de neutroni a fost plasată în reactorul BN-600 și au început să fie încărcate ansambluri cu combustibil nuclear. 26 februarie 1980 la ora 18.00. 26 min. a fost atinsă masa critică necesară de combustibil și pentru prima dată în „viața” sa a început o reacție nucleară în lanț în reactorul BN-600 - a avut loc pornirea fizică a reactorului. Următoarea etapă a fost lansarea puterii - la 8 aprilie 1980, unitatea de putere cu reactorul BN-600 a livrat primii kilowați-oră sistemului energetic Sverdlovsk.

În 2015, reactorul testează combustibilul uraniu-plutoniu [2] .

Caracteristicile reactoarelor cu neutroni rapizi

Principalul avantaj al reactoarelor nucleare cu neutroni rapizi este că deschid posibilitatea utilizării izotopilor elementelor grele care nu se fisionează în reactoarele cu neutroni termici . Ciclul combustibilului poate implica rezerve de 238 U și 232 Th , care sunt mult mai mari în natură decât 235 U  , principalul combustibil pentru reactoarele cu neutroni termici . Inclusiv așa-numitul " uraniu sărăcit " , care rămâne după îmbogățirea combustibilului nuclear 235 U , poate fi de asemenea utilizat .

Reactoarele cu neutroni rapizi oferă o oportunitate reală pentru reproducerea extinsă a combustibilului nuclear. Aceasta înseamnă că, de exemplu, pentru 100 de nuclee fisionabile de combustibil în reactoare cu neutroni rapizi, se formează aproximativ 120-140 de nuclee noi capabile de fisiune.

Miezurile (AZ) ale reactoarelor cu neutroni rapidi (FN) sunt destul de diferite de nucleele reactoarelor cu neutroni termici.

Adâncimea medie necesară din punct de vedere economic de ardere a combustibilului uraniu-plutoniu în BN ar trebui să fie de 100–150 MW zi/kg, adică ar trebui să fie de 2,5–3 ori mai mare decât în ​​reactoarele cu neutroni termici, datorită costului ridicat al combustibilului BN. Pentru a atinge adâncimea de ardere specificată, o rezistență ridicată la radiații a elementului de combustibil (TVEL) și a ansamblului de combustibil (FA) FN, stabilitatea necesară a parametrilor geometrici, păstrarea etanșeității și plasticității învelișului combustibilului, compatibilitatea acestora cu produsele de fisiune și sunt necesare rezistență la efectul coroziv al lichidului de răcire etc.. Miezul BN este înconjurat în direcțiile radiale și axiale de zone de reproducere (ecrane) umplute cu material de reproducere - uraniu sărăcit care conține 99,7-99,8% 238 U.

Principala caracteristică a utilizării combustibilului uraniu-plutoniu în BN este că în miezul său procesul de fisiune nucleară cu neutroni rapizi este însoțit de un randament mai mare (cu 20–27%) de neutroni secundari decât în ​​reactoarele cu neutroni termici. Aceasta creează condiția de bază pentru obținerea unei valori ridicate a raportului de ameliorare și asigură o creștere extinsă a combustibilului nuclear în reactoarele de reproducere.

Utilizarea sodiului ca lichid de răcire necesită rezolvarea următoarelor probleme:

• puritatea sodiului utilizat în BN. Este necesar să se ajungă la 99,95%, adică nu mai mult de 5⋅10 −4 impurități. Problemele mari sunt cauzate de impuritățile de oxigen din cauza participării oxigenului la transferul de masă al fierului și coroziunea componentelor;
• sodiul este un element chimic foarte activ . Arde în aer și alți agenți oxidanți. Arderea sodiului produce fum care poate deteriora echipamentele și aparatele. Problema se agravează dacă fumul de sodiu este radioactiv. Sodiul fierbinte în contact cu betonul poate reacționa cu componentele din beton și eliberează hidrogen , care la rândul său este exploziv. Pentru a elimina pericolul, sodiul și produsele sale de ardere trebuie controlate cu atenție;
• posibilitatea reacțiilor sodiului cu apa și materialele organice. Acest lucru este deosebit de important pentru proiectarea generatorului de abur , deoarece scurgerea din circuitul de apă la sodiu duce la o creștere rapidă a presiunii.

Stabilitatea reactoarelor rapide depinde de parametrii enumerați mai jos:

• Coeficientul de sodiu gol.
  • O modificare a reactivității are loc atunci când densitatea lichidului de răcire cu sodiu se modifică (sau miezul este complet expus). Coeficientul golului de sodiu poate fi pozitiv sau negativ, în funcție de mărimea miezului, de geometria și compoziția materialelor;
• Prelungiri mecanice TVEL.
  • Pe măsură ce nivelul de putere al reactorului crește, are loc dilatarea termică a ansamblurilor de combustibil. Acest lucru crește efectiv dimensiunea miezului, reducându-i astfel reactivitatea ;
• Radioactivitatea primului circuit.
  • Izotopii radioactivi 24 Na, 22 Na sunt produși de activare care rezultă din iradierea cu neutroni a sodiului în circuitul primar. Timpurile de înjumătățire ale 24 Na și 22 Na sunt de 15 ore și, respectiv, 2,6 ani. Ca urmare, radioactivitatea de sodiu a circuitului primar rămâne ridicată pentru o perioadă considerabilă de timp după oprirea reactorului. În ceea ce privește doar 24 Na, observăm că durează mai mult de patru zile de la oprirea reactorului înainte ca personalul să se afle în apropierea unor cantități mari de lichid de răcire cu sodiu.

Tranziția la construcția în serie a centralelor nucleare cu BN este complicată de multe procese tehnologice care nu au fost dezvoltate la scară industrială și de problemele nerezolvate ale organizării optime a ciclului lor de combustibil nuclear (NFC), care ar trebui să se bazeze pe plutoniu și nu poate decât să fie închis cu un timp de ciclu extern foarte scurt (până la 1 an) (reprocesare chimică a combustibilului uzat și producție controlată de la distanță de combustibil proaspăt).

În prezent, investițiile specifice de capital în CNE cu neutroni rapizi sunt semnificativ (1,5–2 ori) mai mari decât investițiile specifice în CNE cu reactoare cu neutroni termici. Situația de până acum prosperă din lume cu resurse de uraniu relativ ieftin are, de asemenea, un efect de restricție asupra dezvoltării BN.

Proiectarea unității de alimentare BN-600

Caracteristici generale

Majoritatea echipamentelor unității de alimentare nr. 3 a CNE Beloyarsk sunt situate într-o clădire separată de 156 m lungime și 117 m lățime. Clădirea este împărțită în:

• compartiment reactor;
• departamentul dispozitive auxiliare;
• departament generator de abur și dezaerator;
• camera mașinilor (generatoarele cu turbină sunt amplasate aici);
• unitate de ventilație.

Compartimentul reactorului este din beton armat monolit, restul din beton armat prefabricat.

Reactor

Dispunerea centralei reactorului este integrală (tip rezervor): miezul, pompele, schimbătoarele de căldură intermediare și protecția biologică sunt amplasate în vasul sub presiune al reactorului. Un astfel de aranjament pentru o centrală nucleară mare a fost folosit pentru prima dată în URSS [1] . Lichidul de răcire primar se deplasează în interiorul vasului reactorului de-a lungul a trei bucle paralele, fiecare dintre acestea incluzând două schimbătoare de căldură și o pompă de circulație centrifugă submersibilă cu dublă aspirație . Pompele sunt echipate cu supape de reținere . Circulația sodiului în fiecare buclă a circuitului intermediar se realizează printr-o pompă centrifugă submersibilă cu aspirație unidirecțională [1] .

Miezul și zona de reproducere sunt montate într-o cameră de presiune cilindrică, unde debitul de lichid de răcire este distribuit între ansamblurile de combustibil în funcție de degajarea de căldură. Debitul nominal de lichid de răcire de sodiu prin camera de presiune este de 25.000 de tone pe oră ), volumul de sodiu în circuitul primar este de 820 m 3 , temperatura la intrarea în camera de presiune este de 380 °C, la ieșire 550 ° C. Debitul de sodiu prin al doilea circuit este de 7300 tone pe oră , volumul în al doilea circuit este de 960 m 3 , temperatura la intrarea în schimbătorul de căldură este de 320 °C, la ieșire 520 °C [1] .

Zona activă de la capete și perimetru este înconjurată de ecrane - zona de reproducere. La capete, este format din uraniu sărăcit în părțile superioare și inferioare ale elementelor de combustibil ale miezului. De-a lungul perimetrului camerei de presiune, zona de reproducere este formată din 380 de ansambluri de combustibil (FA). Fiecare ansamblu de combustibil din zona de reproducere (FA ZV) conține 37 de tije de combustibil (elemente de combustibil) - tuburi de zirconiu cu un diametru exterior de 14,2 mm, umplute cu blocuri și bucșe din dioxid de uraniu sărăcit . În acest caz, zona de reproducere este împărțită în internă (înconjoară complet miezul de-a lungul perimetrului cu un strat de 2...3 FA FA) și externă (un strat de-a lungul perimetrului de la 0 la 3 FA FA) [1] .

Miezul are un diametru de 2,06 m și o înălțime de 0,75 m, este mult mai mic decât cel al reactoarelor cu neutroni termici de putere comparabilă. Puterea termică eliberată în miez și zona de reproducere în modul de funcționare este de 1470 MW, fluxul de neutroni în miez ajunge la 1·10 16 cm −2 s −1 . Miezul și coloana de tije de control coaxiale cu acesta sunt deplasate față de axa camerei de presiune (și a vasului de presiune al reactorului) către una dintre margini, drept urmare zona exterioară de reproducere nu acoperă complet poluantul intern. , care la una dintre margini vine în contact cu peretele camerei de presiune; la peretele opus al camerei de presiune, există loc pentru depozitarea ansamblurilor de combustibil, care înconjoară zona de reproducere într-un semicerc. Ansamblurile de combustibil uzat sunt plasate în depozit înainte de a fi transferate în bazinul de combustibil uzat [1] .

Numărul de ansambluri de combustibil din miez este de 371, masa totală a combustibilului de uraniu din ele este de 8,5 tone. Fiecare ansamblu de combustibil al miezului conține 127 de bare de combustibil cu un diametru exterior de 6,9 ​​mm, umplute cu bucșe din dioxid de uraniu îmbogățit (sau un amestec de dioxid de uraniu și dioxid de plutoniu - combustibil MOX ). Îmbogățirea uraniului în elementele combustibile ale miezului este diferită: 21% uraniu-235 în zona de îmbogățire scăzută (în centrul miezului, 208 ansambluri combustibile) și 33% în zona de îmbogățire ridicată (la margini). a miezului, 163 de ansambluri combustibile, un strat de 2 ... 3 ansambluri grosime) pentru a egaliza degajarea de căldură și arderea asupra volumului miezului. În părțile superioare și inferioare ale tijelor de combustibil ale miezului există blocuri de uraniu sărăcit, formând capetele zonei de reproducere [1] .

Reactorul este controlat de 27 de tije CPS (sisteme de control și protecție), care include 6 tije de control automat, 2 tije de protecție în caz de urgență și 19 tije de compensare [1] .

Toate ansamblurile de combustibil (atât miezul, cât și zona de reproducere), precum și canalele tijelor de control, au o secțiune hexagonală la cheie de 96 mm. Partea inferioară a ansamblului de combustibil (coada) intră în priza galeriei de presiune. Cu ajutorul dispozitivelor de accelerație din căptușeală și galeria de presiune, fluxul de sodiu prin FA este reglat. Cavitățile de deasupra nivelului de sodiu din camera de presiune sunt umplute cu argon [1] .

Vasul reactorului este un rezervor cilindric cu fundul eliptic și vârful conic. Diametru carcasa 12,8 m, inaltime 12,6 m. Material - otel inoxidabil termorezistent grad 12X18H9. Masa totală a reactorului cu lichid de răcire cu sodiu este de 4400 de tone. Carcasa se monteaza pe rulmentii cu role ai fundatiei prin inelul de sustinere. În interiorul vasului este plasată o structură metalică în formă de cutie - o centură de sprijin pe care este fixată o cameră de presiune cu o zonă activă, o zonă de reproducere și un depozit de ansamblu de combustibil, precum și o protecție biologică internă [1] .

Trei pompe de circuit primar și șase schimbătoare de căldură intermediare sunt montate în carcase cilindrice montate pe o coardă de sprijin. În partea superioară a carcasei există șase orificii pentru instalarea schimbătoarelor de căldură și trei orificii pentru pompe. Compensarea diferențelor de mișcări de temperatură dintre carcasele schimbătoarelor de căldură și pompelor, precum și între carcasă și carcasa de siguranță este asigurată de compensatoare cu burduf . Pereții rezervorului se răcesc forțat cu sodiu „rece” din camera de presiune. Protecția biologică constă din ecrane cilindrice din oțel, semifabricate din oțel și tuburi cu umplutură de grafit. Rezervorul reactorului este închis într-o carcasă de siguranță. Partea superioară a carcasei servește drept suport pentru dopul pivotant și coloana pivotantă, care oferă ghidare pentru mecanismul de reîncărcare de pe ansamblul de combustibil. În același timp, ștecherul pivotant și coloana pivotantă servesc ca protecție biologică.

Sodiul circuitului primar se deplasează prin zona activă de jos în sus, iar în schimbătorul de căldură sodiu-sodiu de sus în jos de-a lungul spațiului inelar. Sodiul circuitului secundar trece prin conductele schimbătorului de căldură sodiu-sodiu în contracurent, de jos în sus. În al doilea circuit se menține o presiune mai mare (8,5 atm) decât în ​​primul, ceea ce previne scurgerea sodiului radioactiv din primul circuit în al doilea [1] .

Ansamblurile de combustibil sunt încărcate și descărcate printr-un set de mecanisme, care includ: două mecanisme de reîncărcare montate pe o coloană rotativă; două lifturi (încărcare și descărcare); mecanism de transmisie de tip rotativ, plasat într-o cutie sigilată [1] .

Reactorul este amplasat într-un puț de beton cu diametrul de 15 m.

Generator de aburi

Generatorul de abur de pe BN-600 este neobișnuit: este format din 24 de secțiuni (8 pentru fiecare buclă). Fiecare secțiune include 3 module de schimbător de căldură vertical. Total pentru întreaga unitate de putere - 72 module. Această soluție a fost aleasă datorită unicității unității de alimentare. Proiectanții nu știau cât va dura generatorul de abur, în care sodiul fierbinte transformă apa în abur. Prin urmare, a fost posibilă oprirea mai multor module sau chiar secțiuni pentru reparații fără a reduce capacitatea unității de alimentare. Experiența operațională a arătat că această precauție nu era necesară [3] . În următoarea generație (BN-800) a reactorului, fiecare buclă corespunde unui generator de abur.

Turbogeneratoare

Partea turbinei cu abur este alcătuită din trei turbine în serie de inginerie termică convențională cu o capacitate de 200 MW fiecare. Turbinele K-200-130 cu reîncălzire intermediară cu abur au fost create la software-ul de construcție a turbinelor „ Leningrad Metal Works ”. Parametrii inițiali de abur sunt 13,2 MPa și 500 °C, debitul nominal de abur prin turbină este de 640 de tone pe oră. Frecvența de rotație a turbogeneratorului este de 3000 rpm [1] .

Alternatoarele trifazate TGV-200M au fost create la uzina Harkov " Elektrotyazhmash ". Excitația tiristoarelor , înfășurările rotorului sunt răcite cu hidrogen, înfășurările statorului sunt răcite cu apă. Putere nominală de ieșire 200 MW, tensiune 15,75 kV. Puterea este furnizată rețelei electrice de 220 kV prin intermediul a trei transformatoare superioare bloc și a unui tablou deschis (OSG) [1] .

Eficiența unității de putere (raportul dintre puterea electrică și puterea termică) este de 41%, este mai mare decât cea a unităților de putere cu neutroni termici tipice (aprox. 33%) [1] .

Extensie de resurse

8 aprilie 2010 a marcat 30 de ani de la funcționarea unității de putere BN-600. Unitatea de operare a centralei nucleare din Beloyarsk BN-600 a fost închisă pe 28 martie 2010. Potrivit serviciului de presă al centralei nucleare, acesta este un eveniment planificat necesar pentru realimentarea cu combustibil, inspecția și modernizarea echipamentelor.

Timp de 2,5 luni, unitatea de putere BN-600 a efectuat întreținerea și repararea de rutină programată a echipamentelor și un set mare de măsuri în cadrul programului de prelungire a duratei de viață estimate. Peste 400 de reparatori de la antreprenori au sosit pentru a-i ajuta pe specialiștii CNE Beloyarsk.

În perioada aprilie-iunie 2010, la centrala BN-600 s-au desfășurat următoarele activități: înlocuirea modulelor generatoare de abur și a fitingurilor abur-apă, repararea uneia dintre pompele principale de circulație și a unei turbine cu abur, îmbunătățirea rezistenței seismice a echipamente electrice, modernizarea unui număr de sisteme tehnologice. În aprilie 2010, BNPP a primit o licență de prelungire a duratei de viață a BN-600 până la 31 martie 2020. La 11 iunie 2010, unitatea de alimentare BN-600 a CNE Beloyarsk a reluat producerea de energie după finalizarea alimentării, inspecției și modernizărilor echipamentelor programate.

În iunie 2020, Corporația de Stat Rosatom a primit spre examinare documentația de proiectare pentru prelungirea duratei de viață până în 2040 [4] .

Note

1. ↑ 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 Centrala nucleară Beloyarsk. I. V. Kurchatova. - (Caiet.) - M .: Vneshtorgizdat, 1983.
2. ↑ Combustibilul nuclear experimental este testat la Beloyarsk NPP Arhiva copie din 22 iulie 2015 pe Wayback Machine  - TASS, 23 aprilie 2015
3. ↑ Partea 5. De la reactor la sistemul de alimentare . - În: Excursie la CNE Beloyarsk / CNE Beloyarsk // Publicatom. - 2015. - 19 iunie.
4. ↑ Proiectul de prelungire a duratei de viață a unității de alimentare BN-600 a CNE Beloyarsk a fost supus examinării de către Rosatom . Preluat la 18 iunie 2020. Arhivat din original la 21 iunie 2020. (nedefinit)

Literatură

• Levin VE Fizică nucleară și reactoare nucleare. - M.: Atomizdat , 1979. - S. 288.
• Bagdasarov Yu. E. , Saraev O. M. , Oshkanov N. N. Reactor BN-600: Unitatea de putere nr. 3 a centralei nucleare Beloyarsk. - Obninsk: IPPE , 1992. - 40 p.