2.3. Конструкция и параметры реакторов бн

Большинство технических решений, внедряемых в СССР и России на энергетических реакторах на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением (РБН), проверено на экспериментальном реакторе БОР-60 (пущен в 1969 году в НИИАР, г. Димитровград). Важным этапом стал пуск в 1973 году первого в мире опытно-промышленного быстрого реактора БН-350. Этот энергоблок помимо производства электроэнергии был использован как источник энергии для водоопреснительного комплекса.

Реактор БН-350 выведен из эксплуатации в 1998 году, главным образом, по политическим соображениям, а не по техническим причинам.

В 1980 году введен в эксплуатацию на Белоярской АЭС реактор БН-600 – самый мощный из действующих на начало ХХI столетия РБН [2]. Энергоблок успешно работает уже более четверти века, за период с 1983-1999 гг. средний коэффициент использования установленной мощности составил 0,738. Его технологическая схема приведена на рис. 6.

Конструкция реактора БН-600 показана на рис. 7, а его основные характеристики приведены наряду с характеристиками других РБН в табл.6.

Реактор БН-600 обеспечивает паром три серийных турбогенератора мощностью по 200 МВт-эл. Отвод тепла осуществляется по трехконтурной схеме. В общем корпусе размещены реактор, насосы, промежуточные теплообменники и биологическая защита. Циркуляция натрия первого контура осуществляется внутри корпуса по трем параллельным петлям, каждая из которых имеет два теплообменника и один центробежный насос погружного типа. Бак реактора заключен в страховочный корпус. Интегральная компоновка снижает вероятность утечки радиоактивного натрия.

ТВС активной зоны и зоны воспроизводства абсолютно одинаковы, отличаясь только диаметром твэла: 6,9 и 14,2 мм соответственно. Прекращение циркуляции теплоносителя через отдельные ТВС вследствие случайного блокирования входа в ТВС исключается в реакторах БН-350, БН-600 и БН-800 тем, что натрий поступает в ТВС через множество отверстий, размещенных по высоте и периметру цилиндрической поверхности хвостовика ТВС. Перегрузка ядерного топлива производится под слоем натрия специальным механизмом перегрузки на остановленном реактора.

Как показали исследования на БН-600, в 1-м контуре интегрального реактора сразу после срабатывания аварийной защиты и отключения всех ГЦН 1-го и 2-го контуров развивается устойчивая естественная циркуляция теплоносителя, обеспечивающая надёжное охлаждение ТВС. Кроме того, реактор и трубопроводы 1-го контура заключены в защитные оболочки с минимумом объема свободных полостей, благодаря чему уровень натрия не опускается ниже точки разрыва циркуляции.

В 2016 году на Белоярской АЭС введен в промышленную эксплуатацию энергоблок с реактором БН-800 мощностью 800 МВт-эл, работающий на смешанном уран-плутониевом топливе (МОКС-топливо) [7]. В реакторе БН-800 был выполнен переход от открытого топливного цикла с урановым топливом (БН-600) к замкнутому топливному циклу с уран-плутониевым смешанным топливом, включающий создание пилотного производства смешанного топлива и отработку пилотного замкнутого цикла с его внедрением в производство.

Проект реактора БН-800 наследует все основные принципиальные технические решения, которые были реализованы в реакторе БН-600. В то же время в проект РУ БН-800 введены принципиально новые решения, направленные на дальнейшее повышение уровня безопасности реакторов типа БН.

Инновации проекта БН-800:

• Самозащищенность блока от внешних и внутренних воздействий.

• Пассивные средства воздействия на реактивность, системы аварийного расхолаживания через теплообменники, поддон для сбора расплавленного топлива.

• Нулевой натриевый пустотный эффект реактивности.

• Минимальная вероятность аварии с расплавлением активной зоны.

Основные характеристики БН-800:

БН-800 – реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, на котором производится окончательная отработка технологии реакторов на быстрых нейтронах с использованием уран-плутониевого МОКС-топлива. Электрическая мощность – 800 МВт. Энергоблок состоит из реакторной установки на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем и одной турбоустановки.

Особенностью реакторной установки типа БН является интегральная компоновка первого контура, когда основное оборудование и активный теплоноситель первого контура сосредоточены в баке реактора. Тепловая схема энергоблока с реактором БН-800 – трехконтурная.

Первый контур включает три петли, каждая из которых имеет главный циркуляционный насос (ГЦН-1), управляемый обратный клапан и два промежуточных теплообменника (ПТО).

Второй контур (промежуточный) также включает три петли, каждая из которых состоит из двух ПТО, модульного парогенератора (ПГ), буферной емкости, ГЦН-2 и трубопроводов. Теплоносителем в промежуточном втором контуре является натрий.

Третий контур (паро-водяной) состоит из трёх секций модульного ПГ и одного турбоагрегата. ГЦН-1 каждой петли подает натрий в напорную камеру реактора и далее в тепловыделяющие сборки (ТВС) активной зоны и зоны воспроизводства, а также на охлаждение корпуса реактора, нейтронной защиты и внутрибаковой биологической защиты. Натрий, нагретый в активной зоне реактора до температуры 547 °C, поступает в ПТО каждой петли, где передает тепло натрию второго контура, и возвращается на вход ГЦН-1.

Натрий второго контура, нагретый в ПТО данной петли до температуры 505 °C, поступает в модульный ПГ, где генерирует и перегревает пар. Сепарация и промежуточный перегрев пара, отработавшего в цилиндре высокого давления турбины, осуществляется в сепараторах-пароперегревателях (СПП).

Замкнутый топливный цикл с реакторами на быстрых нейтронах обеспечивает сырьевую независимость и малоотходность атомной энергетики за счет:

Конструкция этого реактора показана на рис.8, а реактора БН-1200 на рис.9. Как полагают разработчики, в экономическом отношении натриевые реакторы БН составят конкуренцию водоохлаждаемым реакторам ВВЭР и РБМК, начиная с БН мощностью 1600-1800 МВт-эл и при условии работы в замкнутом ядерном топливном цикле.