Безопасность парогенераторов натрий-вода

Поплавский В.М., Козлов Ф.А. Безопасность парогенераторов натрий-вода. — Москва: Энергоатомиздат, 1990. — (Физика и Техника ядерных реакторов. Вып. 41). 

Книга представляет собой первую попытку систематического рассмотрения вопросов, связанных с особенностями парогенераторов натрий-вода и их применением на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Излагаются результаты исследований аварийных режимов при контакте теплоносителей в парогенераторе, сформулированы основные требования к его конструкции, а также к элементам системы зашиты с точки зрения обеспечения безопасности натриевого и пароводяного контуров при малых и больших течах воды в натрий. Приведены методы расчета параметров рассматриваемых аварийных процессов. Обобщен опыт проектирования и эксплуатации указанных парогенераторов.
Для научных и инженерно-технических работников, специализирующихся в исследовании, конструировании и эксплуатации оборудования АЭС.

ПРЕДИСЛОВИЕ

Длительная перспектива развития ядерной энергетики без использования атомных электростанций (АЭС) с реакторами на быстрых нейтронах в настоящее время представляется сомнительной. Поэтому во всех ведущих странах мира ведется большой комплекс научных исследований, конструкторских проработок, сооружаются и эксплуатируются прототипы АЭС и демонстрационные АЭС этого типа. В настоящее время в мире успешно эксплуатируются 12 установок этого типа, четыре из них — в СССР: экспериментальные реакторы БР-10 и БОР-60, первые демонстрационные АЭС БН-350 и БН-600. В качестве теплоносителя на этих установках используется натрий, что объясняется его хорошими теплофизическими и ядерно-физическими свойствами.
Однако высокая химическая активность натрия порождает ряд специфических проблем, среди которых проблема безопасности парогенератора натрий-вода — одного из основных элементов АЭС — является одной из важнейших.
Это со всей убедительностью продемонстрировал опыт эксплуатации первых отечественных АЭС (БН-350 и БН-600), а также зарубежных АЭС (’’Энрико Ферми”, США; PFR, Великобритания; ’’Феникс”, Франция). Стало очевидно, что указанный тип парогенераторов обладает рядом специфических особенностей, принципиально отличающих его от парогенераторов типа вода—вода или газ—вода. Это отличие обусловлено возможностью бурной химической реакции между теплоносителями при потере герметичности теплообменной поверхности.
Как в СССР, так и в зарубежных странах (США, Великобритании, Франции, ФРГ, Японии, Италии) на протяжении более чем 30 последних лет велись интенсивные исследования, связанные с повышением надежности и безопасности парогенераторов типа натрий—вода. При этом основное внимание уделялось изучению саморазвития течи воды в натрий через дефекты в теплопередающих трубках и местах их заделки в трубные доски; исследованию процессов, связанных с взаимодействием воды с натрием, включая разрушение конструкционных материалов струей воды (пара), реагирующей с натрием; гидродинамических и других процессов в контурах; разработке систем обнаружения течи воды в натриевый контур и расчетных методов, позволяющих оценить их эффективность; созданию систем защиты парогенератора и второго контура в целом и алгоритмов их работы.
Первая попытка обобщения этих материалов в СССР была сделана в книге ’’Технические проблемы реакторов на быстрых нейтронах”, изданной Атомиздатом в 1969 г. Однако за последние 20 лет накоплен громадный новый материал. Он опубликован в ряде статей в журналах ’’Теплоэнергетика”, ’’Атомная энергия”, а в основном — на многосторонних и двухсторонних международных конференциях, семинарах и совещаниях и неизвестен широкому кругу инженеров и научных работников. В то же время в связи с расширением масштабов проектирования и строительства АЭС подобного типа в сферу опытно-конструкторских и научно-исследовательских работ привлекаются все новые кадры, идет подготовка соответствующих специалистов в высших учебных заведениях. Все это показывает, что назрела необходимость выпуска книги, обобщающей накопленный объем знаний по парогенераторам типа натрий-вода.
При работе над ней авторы взяли за основу результаты исследований, выполненных в Физико-энергетическом институте, во многих из которых они принимали непосредственное участие, а также материалы, опубликованные отечественными и зарубежными исследователями, опыт проектирования и эксплуатации отечественных и зарубежных АЭС.
Авторы считают своим долгом выразить благодарность сотрудникам Физико-энергетического института Р. П. Баклушину, В. В. Борисову, В. В. Матюхину и Р. И. Кузнецовой за полезные советы и помощь при подготовке книги.
Авторы

Условные обозначения