АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, технологические схемы

Конструкция и эксплуатация единственного в России быстрого реактора БН-600. Соответствие энергоблока № 3 Белоярской АЭС требованиям нормативных документов по безопасности в атомной энергетике. Использование оружейного плутония в быстрых реакторах.
Краткое сожержание материала:

Размещено на

Доклад

на тему:

АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, технологические схемы

Содержание

Введение

1. Атомные электрические станции

2. Объем ремонтов и предмонтажной ревизии электродвигателей

Литература

Введение

В последнее время Министерством по атомной энергии Российской Федерации усиленно проталкиваются ядерные реакторы на быстрых нейтронах, которые как утверждает министерство являются самыми перспективными.

В соответствии со стратегией развития атомной энергетики России до 2030 года и на период до 2050 года представленных Минатомом РФ в материалах к заседанию Правительства Российской Федерации (План заседания Правительства Российской Федерации и его Президиума на 2-й квартал 2000 года, 25 мая 2000 г., П. 2) указывается, что необходимо “…создание технологической базы для крупномасштабной атомной энергетики на быстрых реакторах естественной безопасности без ограничений по топливным ресурсам…”. Кроме этого, “…основное направление утилизации избыточного оружейного плутония, как и плутония из облучённого ядерного топлива, состоит в использовании смешанного уран-плутониевого топлива быстрых реакторов, которые составят основу будущей крупномасштабной атомной энергетики…”.

На основании вышеизложенного, авторы настоящего доклада при подготовке материалов ставили себе следующие задачи:

· представить открытую и достоверную информацию о конструкции, эксплуатации и безопасности единственного в России быстрого реактора БН-600 работающего на Белоярской АЭС;

· представить информацию соответствия энергоблока № 3 Белоярской АЭС требованиям нормативных документов по безопасности в атомной энергетике (“Общих положений обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97”);

· рассмотреть возможное полномасштабное использование оружейного плутония в быстрых реакторах (МОХ-топливо), в том числе некоторые вопросы его экономики;

· рассмотреть вопросы связанные с нераспространением ядерных материалов;

· рассмотреть некоторые вопросы безопасности проекта ядерного реактора БРЕСТ-300;

· рассмотреть вопросы экономики строящегося IV энергоблока БН-800 Белоярской АЭС.

Авторы доклада выражают свою признательность организациям, оказавшим финансовую помощь в работе над докладом, и в том числе:

· программе по ядерной и радиационной безопасности Международного Социально-экологического союза. Руководитель - Е.Крысанов;

· группе “ЭКОЗАЩИТА”. Руководитель - В.Сливяк

1. Атомные электрические станции

Атомные электрические станции (АЭС) могут быть конденсационными, теплофикационными (АТЭЦ), а также атомными станциями теплоснабжения (ACT) и атомными станциями промышленного теплоснабжения (ACПT). Атомные станции сооружаются по блочному принципу как в тепловой, так и в электрической части. Ядерные реакторы АЭС классифицируются по различным признакам. По уровню энергии нейтронов реакторы разделяются на два основных класса: тепловые (на тепловых нейтронах) и быстрые (на быстрых нейтронах). По виду замедлителя нейтронов реакторы бывают водными, тяжеловодными, графитовыми, а по виду теплоносителя -- водными, тяжеловодными, газовыми, жидко металлическими. Водоохлаждаемые реакторы классифицируются также по конструктивному исполнению: корпусные и канальные.

С точки зрения организации ремонта оборудования наибольшее значение для АЭС имеет классификация по числу контуров. Число контуров выбирают с учетом требований обеспечения безопасной работы блока при всех возможных аварийных ситуациях. Увеличение числа контуров связано с появлением дополнительных потерь в цикле и соответственно уменьшением КПД АЭС.В системе любой АЭС различают теплоноситель и рабочее тело. Рабочим телом, т.е. средой, совершающей работу, преобразуя тепловую энергию в механическую, является водяной пар. Назначение теплоносителя на АЭС -- отводить теплоту, выделяющуюся в реакторе. Если контуры теплоносителя и рабочего тела не разделены, АЭС называют одноконтурной (рис. 1).



Рис.1.Тепловая схема АЭС: а - одноконтурная; б - двухконтурная; в - трехконтурная; 1 - реактор; 2 - турбина; 3- турбогенератор; 4- конденсационная установка; 5- конденсатный насос; б - система регенеративного подогрева питательной воды; 7 - питательный насос; 8 - парогенератор; 9 - циркуляционный насос контура реактора; 10 - циркуляционный насос промежуточного контура

В одноконтурных схемах все оборудование работает в радиационно-активных условиях, что осложняет его ремонт. По одноконтурной схеме работают АЭС с реакторами типа РБМК-1000 и РБМК-1500. Если контуры теплоносителя и рабочего тела разделены, то АЭС называют двухконтурной. Соответственно контур теплоносителя называют первым, а контур рабочего тела -- вторым. В таких схемах реактор охлаждается теплоносителем, прокачиваемым через него, и парогенератор - главным циркуляционным насосом. Образованный таким образом контур теплоносителя является радиоактивным, но он включает в себя не все оборудование станции, а лишь его часть. Второй контур включает оборудование, которое работает при отсутствии радиационной активности -- это упрощает ремонт оборудования. На двухконтурной станции обязателен парогенератор, который разделяет первый и второй контуры. По двухконтурной схеме работают АЭС с реакторами типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Существуют теплоносители, интенсивно взаимодействующие с паром и водой. Это может создать опасность выброса радиоактивных веществ в обслуживаемые помещения. Таким теплоносителем является, например, жидкий натрий. Поэтому создают дополнительный (промежуточный) контур, для того чтобы даже в аварийных режимах избежать контакта радиоактивного натрия с водой или водяным паром. Такие АЭС называют трехконтурными. По трехкотурной схеме работают АЭС с реакторами типа БН-350 и БН-600.В настоящее время на АЭС в основном установлены энергоблоки мощностью 350 -- 1500 МВт с реакторами типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-1000, РБМК-1500, БН-350 и БН-600. Основные характеристики реакторов приведены в табл. 1.

Таблица 1. Основные характеристики реакторов АЭС

Параметр	Тип реактора
	Водо-водяные	Канальные водо-графитовые	На быстрых нейтронах
	ВВЭР-440	ВВЭР-1000	РБМК-1000	РБМК-1500	БН-350 БН-600
Тепловая мощность реактора, МВт	1375	3000	3200	-	1000 1430
Электрическая мощность, МВт	440	1000	1000	1500	350 600
Давление в корпусе реактора, МПа	12,5	16	-	-	-
Давление в барабанах-сепараторах или в парогенераторах, МПа			7	7
Расход воды, циркулирующей в реакторе, м3/ч	39000	76000	37500	29000	_
Загрузка урана, т	42	66	180	-	- -
Кампания реактора, ч	7000	7000	-	-	_
Размер активной зоны, м: диаметр высота	2,88 2,5	3,12 3,5	11,8 7,0	11,8 7	1,5 2,05 1,0 0,75
Топливные кассеты: число кассет число твэлов в кассете	349 126	151331	-	-	- -

Атомные электростанции, где установлены реакторы: ВВЭР-440 -- Ровенская и др.; ВВЭР-1000 -- Запорожская, Балаковская, Нововоронежская, Калининская, Южно-Украинская и др.; РБМК-1000 -- Ленинградская, Чернобыльская, Курская, Смоленская и др.; РБМК-1500 -- Игналинская; БН-35...