Стартовая >> Архив >> Генерация >> Атомные электрические станции и их оборудование

АЭС с жидкометаллическим теплоносителем - Атомные электрические станции и их оборудование

Оглавление
Атомные электрические станции и их оборудование
Выработка, распределение и потребление энергии
Типы АЭС и их технологическое оборудование
Тепловая и общая экономичность АЭС
Баланс теплоты и показатели экономичности АЭС
Регенеративный подогрев питательной воды
Конструкции регенеративных подогревателей
Деаэрационно-питательные установки
Питательные установки
Испарительные установки
Схемы включения испарителей в тепловую схему АЭС
Конденсационные установки
Теплотехнические схемы конденсаторов
Конструкция и выбор конденсаторов
Системы технического водоснабжения
Типы и принцип работы охладителей оборотных систем технического водоснабжения
Баланс теплоносителя и рабочего тела
Реакторные установки
Характеристика основного оборудования реакторных контуров
Вспомогательные реакторные системы, вопросы безопасности
Системы аварийного охлаждения
Парогенераторные установки
Парогенераторы на АЭС с жидкометаллическим теплоносителем
Турбинные установки
Теплофикационные установки
Активация и дезактивация
Вентиляционные установки
Технологический транспорт
Водно-химические режимы и физико-химические процессы
Генеральный план и компоновки
Компоновка главного корпуса АЭС
Трубопроводы
Редукционные установки, арматура трубопроводов
Тепловые схемы АЭС с водным теплоносителем
АЭС с жидкометаллическим теплоносителем
Режимы работы АЭС
Схемы регулирования мощности энергоблоков
Вопросы для самопроверки, список рекомендуемой литературы

Глава двадцатая
АЭС С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Наиболее приемлемым теплоносителем на АЭС с жидкими металлами является натрий. Сечение поглощения нейтронов относительно невысоко. Натрий имеет высокую температуру кипения, стабилен в условиях облучения и высоких температур. Это позволяет существенно повысить начальные параметры цикла и применить стандартное оборудование пароводяного контура. Натрий, благодаря высокой теплопроводности, обеспечивает высокие удельные тепловыделения в активной зоне реактора (до 800 МВт/м3), Натрий имеет достаточно хорошую совместимость с конструкционными материалами и топливными композициями.  Высокая температура кипения натрия позволяет поддерживать в контуре циркуляции низкие давления, определяемые лишь гидравлическими сопротивлениями контура.
Натрий имеет также и существенные недостатки. Температура плавления его высока (97°С), поэтому для пуска станции требуется предварительный разогрев оборудования и трубопроводов, что ведет к увеличению времени пуска и расхода электроэнергии на собственные нужды.
Коррозия конструкционных материалов в натрии, в том числе и углеродистых сталей, невелика, однако она резко увеличивается из-за наличия окиси натрия Na20. Для очистки натрия от окислов применяют «холодные» ловушки, когда при охлаждении окислы натрия выпадают и выводятся из цикла.
Натрий активируется, образуя изотоп 24Na с периодом полураспада 15 ч. При контакте с воздухом натрий воспламеняется. Натрий бурно реагирует с водой. Последнее обстоятельство вынуждает исключать возможность контакта радиоактивного натрия с водой путем применения промежуточного контура с нерадиоактивным натрием. Схема получается трехконтурной, достаточно сложной и дорогостоящей. Применение натрия в реакторах на быстрых нейтронах позволяет осуществлять расширенное воспроизводство ядерного горючего, включая в топливный цикл уран-238 и торий- 232, и, таким образом, более быстрыми темпами развивать ядерную энергетику.
В настоящее время в мире работают несколько АЭС с жидкометаллическим теплоносителем, из них две — в СССР.
В табл. 20.1 даны основные параметры работающих и предполагаемых к строительству в СССР АЭС с жидким натрием.

Таблица 20.1. Основные характеристики реакторов на быстрых нейтронах


Наименование параметра

ЬН-350

БН-600

БН-1600

Тепловая мощность, МВт

1000

1470

4000

Электрическая мощность, МВт

350

600

1600

КПД (брутто), %

35

41

40

Размеры активной зоны, мм:

 

 

 

высота

1060

750

1100

диаметр

1500

2050

3300

Максимальная удельная энергонапряженность активной зоны, кВт/л

730

840

710

Глубина выгорания топлива, %

5

10

10

Температура натрия, °С:

500

 

 

на выходе из реактора

550

530—550

на входе в реактор

300

380

360—380

Параметры пара:

5,0

 

 

давление, МПа

14,0

14,0

температура, °С

435

505

490—510

Тепловая схема Шевченковской АЭС
Рис 20.1. Тепловая схема Шевченковской АЭС с реактором БН-350:
--------------- —натрий первого контура,------------------------------- натрий промежуточного контура,
-------------- питательная среда; ........ — газ

В СССР применяют два типа АЭС с жидкометаллическим теплоносителем: с петлевой (БН-350) и интегральной (с баковой) компоновками оборудования (БН-600).
В 1973 г. в г. Шевченко была пущена АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-350. АЭС предназначена для выработки электроэнергии, теплоты и питьевой воды. Компоновка реакторного контура — петлевая. Реактор имеет шесть петель с раздельно расположенным оборудованием в отдельных боксах. Каждый бокс отделен от шахты реактора и соседних боксов бетонными защитными стенами. Это дает возможность производить ремонт на каждой петле при работающих других петлях.

Компоновка реактора БН-350
Рис. 20,2. Компоновка реактора БН-350:
1 — реактор; 2 — большая пробка, 3 —малая поворотная пробка, 4 — центральная колонна с механизмом СУЗ, 5 — механизм передачи сборок; 6 — перегрузочный блок; 7 — элеватор загрузки — выгрузки, 8 — верхняя неподвижная защита; 9 — механизм перегрузки, 10 — активная зона, 11 —  опора реактора, 12 — боковая защита

Тепловая схема АЭС с БН-350 представлена на рис. 20.1. Жидкий натрий первого контура после реактора 1 с температурой 500 °С поступает в промежуточный теплообменник 2, а оттуда при температуре 300 °С насосом 3 направляется в реактор. Нерадиоактивный натрий промежуточного контура насосом 9 при температуре 273 °С прокачивается через промежуточный теплообменник 2. После промежуточного теплообменника натрий при температуре 453 °С поступает вначале в пароперегревательные секции 15, затем в испарительные секции 16 парогенераторной установки. В газовые полости испарителей и пароперегревателей промежуточного контура и промежуточного теплообменника первого контура, служащие компенсаторами давления, подается газ.
Вода питательным насосом 5 из деаэратора 6 через регенеративный подогреватель 4 направляется в испарительные секции парогенераторной установки, насыщенный пар из которых поступает в пароперегреватели 15.  Перегретый пар с параметрами Ро = 4,5 МПа, Aie = 435°C направляется на противодавленческие турбины 10. Пар расширяется в турбине до давления 0,7 МПа и далее идет на испарительные установки для обессоливания морской воды. Конденсат этого пара 8 возвращается в деаэратор, куда подается также добавочная вода 7 для восполнения утечек. Перегретый пар через РОУ 14 помимо турбины может направляться в конденсатор 13 и оттуда конденсат насосом 11 подается в деаэратор.
Корпус реактора (рис. 20.2) представляет собой сосуд высотой 12,6 м с переменным диаметром (максимальный размер диаметра 6 м). Для предотвращения утечки натрия при разгерметизации корпуса последний заключен в кожух. Натрий поступает в нижнюю часть корпуса, проходит через активную зону и зону воспроизводства, нагревается и, пройдя верхнюю смесительную камеру, направляется в промежуточные теплообменники. В активной зоне реактора установлено 200 шестигранных топливных пакетов, в каждом из которых размещено 169 твэлов диаметром 6,1 мм. Активная зона по торцам и по периметру окружена зоной воспроизводства, состоящей из обедненного урана. На верхней части корпуса реактора смонтированы две поворотные пробки, обеспечивающие наведение механизма перегрузки на топливные сборки активной зоны и зоны воспроизводства и являющиеся одновременно биологической защитой.
Опыт эксплуатации реактора БН-350 подтвердил правильность основных проектных решений, показал его надежность и безопасность. Это позволило перейти к сооружению более мощных АЭС с быстрыми реакторами.
На третьей очереди Белоярской АЭС успешно работает реактор БН-600. Наряду с увеличением мощности реактора повышена температура натрия на выходе из реактора до 550 °С, что позволило использовать стандартные турбины на параметры пара 14 МПа и температуру перегрева 505 °С с КПД до 41 %.
На рис. 20.3 представлена тепловая схема блока с реактором БН-600. Интегральная компоновка первого контура позволяет все оборудование размещать в баке 9 под уровнем натрия, над которым пространство заполнено инертным газом — аргоном с давлением 0,3—0,4 МПа. Таким образом, бак 9 является одновременно и компенсатором давления.
Натрий насосом, приводящим в действие электродвигатель 6, прокачивается через активную зону 8. Нагретый натрий направляется в промежуточный теплообменник 10 сверху вниз. В составе первого контура имеются три насоса и шесть промежуточных теплообменников. К первому контуру подключено быстродействующее сбросное устройство и система подпитки натрия, включающая в себя бак запаса натрия 2 с системой инертного газа 1, подпиточный насос 3 и задвижку 4.

Тепловая схема АЭС с реактором БН-600
Рис, 20 3. Тепловая схема третьего блока Белоярской АЭС с реактором БН-600

Промежуточный (второй) контур имеет три циркуляционные петли. Каждая петля включает в себя два промежуточных теплообменника 10, парогенераторную установку, состоящую из испарительной 13, пароперегревательной 12 и промперегревательной 14 секций, циркуляционного насоса 48 с обратным клапаном 21 и арматурой 4. Натрий из промежуточного теплообменника параллельно проходит секции перегревателя 12 и промперегревателя 14, затем поступает в испарительную секцию 13 и далее насосом 48 подается в промежуточный теплообменник 10. В состав контура включены также очистная установка 47 и компенсатор давления 46, сбросные устройства 15, бак запаса натрия, подпиточный насос И. Давление в промежуточном контуре 1 МПа, благодаря чему исключаются перетечки активного натрия в промежуточный контур при разуплотнении. Температура натрия на входе в парогенераторную установку равна 520 °С, а на выходе 320 °С. Перегретый пар с давлением 14 МПа и температурой 505 °С поступает на три стандартные турбины 18 К-200-130 электрической мощностью 200 МВт каждая, состоящие из ЦВД, ЦСД и ЦНД и связанные с электрогенератором 19. После ЦВД пар при давлении 2,5 МПа направляется в промперегреватель 14, где перегревается до температуры 505 °С и поступает в ЦСД. На паропроводах свежего пара и промперегрева установлены предохранительные клапаны 17. Конденсат после конденсатора 20 конденсатными насосами первого подъема 21 с арматурой 23 проходит конденсатоочистку (блочную очистную установку— БОУ) 24 и затем конденсатными насосами 25 второго подъема с арматурой 26—27 подается в систему регенерации. В системе регенерации имеются четыре ПНД 31, 34—36 и три ПВД 42—44, деаэратор 37 с деаэраторным баком 40, охладитель основных эжекторов 32, отсасывающих газы 13 из конденсатора, охладитель эжекторов уплотнений 30, из которого конденсат через гидрозатвор 29 и задвижку 28 сливается в основной поток конденсата.
Параллельно с основным питательным насосом 41 установлен насос расхолаживания 45.
Свежий пар помимо турбины может сбрасываться через БРОУ-К в основной конденсатор 10 и через БРОУ-Д в технологический конденсатор 38, а оттуда насосом 39 в деаэратор.
Баковая (интегральная) компоновка реактора БН-600 представлена на рис. 20.4. Корпус реактора 2 представляет собой цилиндрический сосуд высотой 12,5 м и диаметром 12,8 м с эллиптическим днищем и конической верхней частью, на которой смонтированы поворотные пробки 5. Корпус реактора расположен во внешнем страховочном корпусе, в котором может скапливаться натрий при разгерметизации корпуса. В зазоре между корпусом и кожухом циркулирует горячий газ при пуске реактора. Цилиндрическая часть корпуса реактора соединена с днищем переходным опорным кольцом 1, на котором сверху смонтирован опорный пояс.

Компоновка реактора БН-600
Рис 20.4. Компоновка реактора БН-600:
1 — опорный пояс, 2 — корпус, 3 — насос, 4 — электродвигатель, 5 — поворотные пробки; 6 — верхняя неподвижная защита; 7 — теплообменник. 8 — центральная колонна с механизмами СУЗ; 9 — механизм перегрузки

Опорный пояс является основной силовой конструкцией внутри корпуса реактора. На нем крепится все оборудование 1 контура: напорная камера с активной зоной и зоной воспроизводства, боковая нейтронная защита, циркуляционные насосы, промежуточные теплообменники. Три циркуляционных насоса первого контура и шесть промежуточных теплообменников смонтированы в цилиндрических стаканах, укрепленных на опорном поясе.
Активная зона и зона воспроизводства состоит из топливных сборок, в каждой из которых размещено 127 твэлов диаметром 6,9  мм.
В перспективе намечается строительство более мощных блоков с реакторами на быстрых нейтронах БН-800 и БН-1600. Предполагается также интегральная компоновка этих реакторов.



 
« АСУ ТП энергоблока 500 МВт Рефтинской ГРЭС   АЭС с ВВЭР »
электрические сети