Белоярская атомная электростанция

Размещено на http://www.allbest.ru/

Размещено на http://www.allbest.ru/

ОТЧЕТ ПО ЭКСКУРСИИ НА БЕЛОЯРСКОЙ АЭС

Екатеринбург 2012

Содержание

1. История создания. Структурные подразделения

2. Использование плутония

3. Возможные последствия реализации плутониевой программы

4. Оценка целесообразности наращивания мощностей и использования плутония на БАЭС

5. БМ-600

1. История создания. Структурные подразделения

Белоярская атомная электростанция (БАЭС), введенная в эксплуатацию в 1964 году, расположена в 38 км от восточной границы г. Екатеринбурга (Свердловская область) на территории муниципального образования "Город Заречный". В качестве водоема-охладителя АЭС использует Белоярское водохранилище, которое образовано путем зарегулирования русла реки Пышмы (Обский бассейн).

К территории БАЭС примыкает Свердловский филиал научно-исследовательского и конструкторского института экспериментальной техники (СФ НИКИЭТ), который имеет исследовательский реактор ИВВ-2м, мощностью 15 МВт.

Белоярская АЭС - единственная российская станция, имеющая энергоблоки разных типов, на которых по сей день отрабатываются экспериментальные технические решения для ядерной энергетики.

На сегодняшний момент на территории Белоярской АЭС находятся три энергоблока - АМБ-100, АМБ-200, БН-600. Первый энергоблок АМБ («Атом Мирный Большой») мощностью 100 МВт был включен в энергосистему 26 апреля 1964 года, ровно за 22 года до Чернобыльской трагедии. Энергоблок № 2 мощностью 200 МВт с одноконтурной схемой был введен в действие 29 декабря 1967 года. Два первые реактора БАЭС проработали 17 и 21 год соответственно и были остановлены «в связи с некомпенсируемыми отступлениями от правил безопасности» в 1981 и 1989 годах.

Единственный, находящийся в данный момент в эксплуатации реактор Белоярской АЭС - блок БН-600. Техническое задание на разработку реактора БН-600 было подготовлено в 1963 г., а в промышленную эксплуатацию блок был введен в 1980-м.

Блок тип БН («Быстрые Нейтроны») - экспериментальная технология ядерной индустрии. Реакторы на быстрых нейтронах также называют «бридерами» (англ «breed» - размножать). Бридеры способны нарабатывать плутоний.

БН-600 - единственный в мире действующий бридерный реактор промышленного типа. Все аналогичные блоки в западных странах были выведены из коммерческой эксплуатации задолго до истечения проектного срока по экономическим и техническим причинам.

В БН-600 используется жидкометаллический теплоноситель. В качестве теплоносителя в первом и втором контурах используется натрий, третий контур - пароводяной с промежуточным (натриевым) перегревом пара. Активные зоны реакторов типа БН весьма существенно отличаются от активных зон реакторов на тепловых нейтронах. Главная особенность реактора-бридера состоит в том, что в его активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается гораздо большим выходом (на 20-27%) вторичных нейтронов, чем в реакторах на тепловых нейтронах.

2. Использование плутония

Несмотря на многочисленные нерешенные проблемы, в настоящее время на Белоярской АЭС ведется строительство еще одного реактора-бридера. Новый импульс строительству БН-800 придали планы атомной отрасли по утилизации российского плутония, извлекаемого из ядерного оружия, через сжигание МОКС-топлива в гражданских реакторах. Утилизация плутония в реакторах на быстрых нейтронах может производиться путем «сжигания»» его в активной зоне (необходимо принять во внимание, что это вовсе не означает, что «сжигается» весь плутоний: в отработавшем топливе его содержится лишь немногим меньше, чем в свежем). Вместе с этим, не стоит забывать, что бридер способен как «сжигать» плутоний, так и размножать его.

Впервые в качестве кандидата на «сжигание» плутония БАЭС была обозначена в 1992 году. По расчетам, на модификацию БН-600 для плутониевой программы необходимо 73,6 миллиона долларов. По информации американской стороны (данные STAND, Inc), «Белоярская атомная станция запросила сотрудничества с США в разработке условий безопасности для БН-600 для охлаждающей жидкости (натрия). Между 1997-1999 годами Департамент энергетики США (DOE) выделил 1.780.000 долларов США для совместной программы преобразования реактора и озвучил намерения в помощи при получении необходимых лицензий, даже если намеченный срок действия блока до 2010 года».

Согласно новому плану, подписанному в ноябре 2007 года Министром энергетики США и Руководителем Федерального агентства по атомной энергии РФ, утвержден следующий порядок: обе страны строят аналогичные заводы по производству МОКСа, а затем Россия использует его на двух бридерных реакторах. В программу энергетического использования высвобождаемого оружейного плутония планируется вовлечь на начальном этапе осуществления реактор БН-600 вплоть до окончания срока его эксплуатации, и реактор БН-800 - после завершения строительства.

Представители Росатома утверждают, что реакторы БН-800 могут полностью работать на МОКС-топливе. При этом концентрация плутония в МОКС-топливе для бридеров существенно выше, чем для реакторов типа ВВЭР. Согласно совместному российско-американскому исследованию, реакторы-бридеры Белоярской АЭС способны утилизировать 50 т плутония в течение 30 лет. Использование оружейного плутония на реакторе БН-600 планировалось начать в 2012 году, на БН-800 - вскоре после этого. Предполагалось после начала этого процесса «сжигать» с помощью двух БНов приблизительно 1,5 тонны плутония в год. Россия объявляла о намерениях реализовать эту программу при американском вкладе размером 400 млн. долларов, который был обещан ранее в рамках межправительственных соглашения между РФ и США. При этом указывалось, что Департамент энергетики США и Росатом будут совместно вести поиск другого донорского финансирования для «снижения российских издержек по утилизации плутония в реакторе БН-800» и своевременного проведения такой утилизации.

По последним данным, «Росатом планирует построить завод по производству «МОКС-топлива» в 2014 году одновременно с пуском энергоблока на быстрых нейтронах БН-800 на Белоярской АЭС». [16]

Реактор БН-800 электрической мощностью 880 МВт называют «пилотным» образцом для серийного проекта коммерческих энергоблоков на быстрых нейтронах. Атомная отрасль заявляет, что бридерный реактор этого типа «должен способствовать решению следующих глобальных задач: отработка технологии замыкания ядерного цикла, расширение топливной базы отечественной атомной энергетики, утилизация запасов оружейного плутония, высвобождаемого в результате конверсии».

БН-800 - один из атомных «долгостроев». Проектирование блока началось в 1981 году. После аварии в Чернобыле деятельность по осуществлению проекта была приостановлена. Затем проект БН-800 дважды «модернизировался»: в 1987-м и в 1993-м. В 1990 году Уральский экологический союз, Комитет по радиационной безопасности, Свердловское отделение Всероссийского общества охраны природы собрали около 40 тысяч подписей жителей области против строительства блока БН-800. Тогда, под давлением общественного мнения Совет народных депутатов Свердловской области принял мораторий на строительство реактора. В резолюции депутаты указывали причину: «обнаружены существенные недостатки в проекте, которые могли повлиять на безопасное функционирование станции». Накануне этого решения региональных законодателей было проведено 5 крупных экспертиз проекта БН-800. В частности, Госатомнадзор представил список своих замечаний на 24 листах. Интересно, что до сегодняшнего момента большинство нареканий не устранено. Основной причиной такого положения дел является дорогостоящий характер необходимых мероприятий: стоимость устранения всех замечаний составляет сумму, равную строительству реактора БН-800.

Хотя решение региональной законодательной власти не отменено и по сей день, «отмашка» на строительство реактора-бридера была дана в 1992 году указом Президента РФ Бориса Ельцина. Вскоре Минатом утвердил проект, а в январе 1997 г. на сооружение блока №4 Белоярской АЭС с реакторной установкой БН-800 получена лицензия Госатомнадзора РФ № ГН-02-101-0007. Фактически, строительство очередного реактора-бридера возобновилось на Урале в 2002 году.

Информация о планах по строительству БН-800 продолжает вызывать протесты общественности. За период с 2002 по 2009 год прошли десятки акций и пикетов общественных организаций и населения.

Проект 4-ого энергоблока БАЭС, вызвавший массу нареканий по вопросам безопасности, был внесён в разряд «государственных инновационных проектов». Надо отметить, за годы «корректировки» проекта на станции постоянно велись работы по сооружению вспомогательных объектов для БН-800.

Научным руководителем по созданию проекта реактора БН-1800 является Физико-Энергетический институт (Обнинск), генеральным проектантом - "Атомэнергопроект" (Санкт-Петербург). Для финансирования сооружения БН-800 создано акционерное общество, в которое вошли концерн "Росэнергоатом", Правительство Свердловской области, ОАО "Свердловэнерго", ОАО "Уралэнергострой", Белоярская АЭС. Генподрядчиком является управляющая компания ОАО «Уралэнергострой». Срок ввода в эксплуатацию БН-800 уже отодвинулся с 2009 на 2014 г.

Как сообщает Центр общественной информации БАЭС, «согласно Федеральной целевой программе, ввод БН-800 в работу запланирован на 2012 г. По данным, которые пока не подтверждены официально, срок может быть перенесен на 2014г. - этот вопрос находится в компетенции Правительства России».

БН-800 строится в 2,5 км от существующей АЭС. Строительную площадку и все вспомогательные сооружения проектировщики рассчитали не только на четвертый энергоблок БН-800, но и 5-й с реактором БН-1800.

На всех объектах строящегося энергоблока БН-800 продолжаются работы. По состоянию на июль 2009 г., в главном корпусе энергоблока машинный зал выполнен на отметке 0, стены парогенераторного отделения поднялись до отметки +11,8, реакторного отделения до отметки +7,8, облицовка шахты реактора - до отметки +16,65. Смонтировано крупногабаритное оборудование на «минусовых» отметках (например, баки натрия 1-го контура). Задача на 2009 год состояла в том, чтобы возвести все реакторное отделение до отметки +16,65 и начать монтаж корпуса реактора в шахте.

Работы по развитию реакторов на быстрых нейтронах и МОКС-топливу планируется включить в разрабатываемую программу по развитию новых ядерных технологий 2010-2020 годов общей стоимостью 128 млрд. руб. Примерно 75% затрат программы пойдет на быстрые реакторы и топливный цикл к ним. Аналогичный совместный проект США и французской Areva в Саванна-Ривер оценивался в 2008 году в 4,8 млрд. долларов США.

Программа облучения небольших партий МОКС-сборок на Белоярской АЭС была начата в 1988 г. За 12 лет (с 1988 по 2000 год) на БН-600 было использовано 34 сборки со смешанным топливом (годовой расход урановых сборок составляет 246). В докладе руководства БАЭС, представленном в 2000 году на российско-американских плутониевых слушаниях, говорится, что «с 2000 по 2004 год планировалось облучить 36 сборок (до 18 сборок одновременно) и с 2004 г. - выйти на постоянную работу с топливной зоной, на 25% укомплектованной сборками смешанного топлива, а с 2008 года - полностью перейти на смешанное топливо».

По сообщениям центра общественной информации БАЭС, «в данный момент энергоблок БН-600 работает на урановом топливе. По заказу разработчиков МОКС-топлива в исследовательских целях на БН-600 применяются штучные экземпляры сборок с уран-плутониевым топливом. Количественные показатели, связанные с ядерными материалами, относятся к сведениям, охраняемым государством».

атомный электростанция плутоний реактор

3. Возможные последствия реализации плутониевой программы

В 30-километровой зоне БАЭС проживает около 180 тысяч человек. В зависимости от метеорологических условий, возможное радиоактивное загрязнение может затронуть полностью или частично 11 муниципальных образований, 76 населенных пунктов и 170 объектов экономики с общей численностью населения около 2 миллионов человек.

Наиболее часто воздушные переносы направлены на северо-восток в сторону Тюменской области. Особенности циркуляция атмосферы таковы, что ветры западных направлений в течение года преобладают. Поэтому вероятность загрязнения западных районов юга Тюменской области выше, чем Екатеринбурга. Водные потоки с территории через систему реки Пышма попадают в реки Обского бассейна.

Многолетний радиационный контроль показал, что между плотностью выпадений цезия-137 и частотой ветра по азимутам расположения участков мониторинга имеется почти линейная положительная корреляция. Факты свидетельствуют, что надфоновые показатели, обусловленные выбросами БАЭС, прослеживаются дальше 30-ти километровой зоны. Следовательно, полуторамиллионный Екатеринбург становится объектом загрязнений Белоярской АЭС даже при нормальном режиме ее эксплуатации.

Важно отметить, что система наблюдения за здоровьем населения с целью определения воздействия малых доз радиации на здоровье человека в Екатеринбурге, Асбесте и других городах отсутствует, тогда как мировые данные мониторинга заболеваемости населения, проживающего вблизи атомных станций, показывают устойчивую зависимость этих показателей от степени приближения к атомному объекту.

Переход к серийному сооружению блоков на быстрых нейтронах осложнен многими нерешенными проблемами.

Натрий используется в бридерных реакторах в качестве теплоносителя. Он горит в воздухе и других окисляющих средах. Горящий натрий образует дым, который может вызвать повреждение оборудования и приборов. Проблема усложняется в случае, если дым радиоактивен. Горячий натрий при контакте с бетоном может реагировать с компонентами бетона и выделять водород, который в свою очередь взрывоопасен. Велика вероятность реакций натрия с водой и органическими материалами. Особенно это важно для конструкции парогенератора, так как утечка из водяного контура в натриевый приводит к быстрому росту давления. Помимо этого, в активной зоне реактора БН возможно появление положительного натриевого «пустотного эффекта», что может привести к тепловому взрыву. Требуется более четырех суток после остановки реактора, прежде чем персонал вновь сможет находиться вблизи большого количества натриевого теплоносителя.

В целом реализацию проектов эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах трудно назвать успешной. В России, Франции, Японии, США - причины одинаковы: неготовность технологии для масштабного применения, в том числе, плохо изученный вопрос реактивности натрия и нерешенная проблема радиоактивных отходов.

Работа с промышленным плутонием, в том числе изготовление топлива, перевозка являются очень сложным технологическим процессом. Важно отметить, что существующие федеральные нормы и правила обеспечения ядерной и радиационной безопасности для многих видов работ отсутствуют, а ведомственная нормативная база не может быть использована, так как носит закрытый характер и охватывает круг технологий оружейного характера, не предусматривающих использование оружейного плутония в качестве топлива АЭС.

В случае реализации МОКС-программы в составе радиоактивных выбросов с АЭС с большой долей вероятности будет присутствовать плутоний (период полураспада 24 тысячи лет, с помощью традиционных замеров гамма-фона обнаружить его невозможно). Не говоря уже о перевозках плутония по стране, как в чистом виде, так и в виде свежего, а потом и отработавшего МОКС-топлива. Радиоактивные отходы образуются как на АЭС, так и при изготовлении свежего МОКСа, а также переработке отработавшего топлива.

Единственный работающий на Белоярской АЭС энергоблок исчерпает проектный срок эксплуатации в 2010 году, однако срок его службы может быть продлен еще на 15 лет. Очевидно, что продление срока эксплуатации не снижает опасность, а увеличивает ее. По причине временных, технических и технологических трудностей невозможно провести диагностику всех узлов атомной станции. Если, кроме этого, учесть человеческий фактор, то опасность АЭС с продленным сроком службы со временем только возрастает.

Ситуация с опасным влиянием атомной отрасли на окружающую среду и экологическую ситуацию в Свердловской области усугубляется наличием других опасных объектов: предприятия «Урал Монацит», Уральского электрохимического комбината (УЭХК), ЗАТО Лесной. Следует учитывать также и объекты соседней Челябинской области - признанное самым «грязным ядерным предприятием планеты» производственное объединение «Маяк».

Около 70% населения Свердловской области проживает в условиях превышения предельно допустимых концентраций по содержанию токсических веществ в атмосферном воздухе. Согласно концепции «Схема развития и размещения производительных сил Свердловской области на период до 2015 года», основным объектом которой является Белоярская атомная станция, индекс физического объема промышленного производства составит по отношению к 2000 году 230-276%, что может увеличить техногенную нагрузку на территорию в 2-2,5 раза.

Одним из аргументов сторонников за наращивание мощностей Белоярской АЭС было создание рабочих мест для жителей региона. По сообщениям центра общественной информации БАЭС, «на площадке БН-800 трудятся около 2100 строителей, все они из Уральского региона». Вместе с этим, многочисленные сообщения местных СМИ подтверждают факт использования на АЭС, главным образом, строительных рабочих из ближнего зарубежья. Так, летом 2008 года сообщалось, что строителям из Казахстана, занятым на строительстве БН-800, длительное время не выплачивали зарплату.

4. Оценка целесообразности наращивания мощностей и использования плутония на БАЭС

Энергетическая целесообразность.

Свердловская область является крупным производителем энергии и занимает 5 место в РФ по этому показателю. При этом важно учитывать, что в России в целом предложение превышает спрос на электроэнергию, по крайней мере, на треть. Свердловская область на сегодняшний день способна полностью обеспечить собственные потребности. По словам Министра промышленности, энергетики и науки Свердловской области Ю.П. Шевелева, рост электропотребления в регионе за последние 8 лет обеспечивался только за счет использования существующих мощностей системы. В настоящее время установленная мощность всех электростанций Свердловской области превышает 9 тыс. МВт. Нагрузка потребителей в дни зимнего максимума не превышает 6,5 тыс. МВт, а в летнее время опускается ниже 4,5 тыс. МВт [60].

Единственный работающий на Белоярской АЭС реактор БН-600 обеспечивает 8-11% выработки электроэнергии Свердловской области. Если сопоставить этот показатель с данными по потерям (потери из-за неэффективного использования энергии составляют 35-50%), то ответ на вопрос о необходимости строительства столь опасного объекта, как реактор-бридер, оказывается очевидно отрицательным.

Кроме вышеперечисленного, Свердловская область соседствует с крупными энергетическими донорами - Тюменской областью и ХМАО. Энергосистема северных регионов позволяет передать из избыточной Тюменской энергосистемы около 20 млрд. кВт/ч. электроэнергии. По оценке директора департамента энергетики Корпорации «Урал промышленный -- Урал Полярный» Андрея Касьяненко, мощности соседних северных областей «могут обеспечить любые объемы генерации и по восточному коридору вдоль Уральских гор передать электроэнергию в промышленные центры Урала - в Свердловскую область может быть поставлено до 1 тыс. МВт». По официальной статистике компаний, за год сожжено 6,2 млрд. кубометров попутного нефтяного газа. Фактически только на двух объектах Приобского месторождения сгорает ежесуточно более 2,5 млн. кубометров, или около 1 млрд. кубометров в год. Этого газа хватило бы, чтобы отопить зимой город с миллионным населением.

Финансовые затраты.

Строительство новых энергоблоков требует миллиардных вложений. Первоначальная расчетная стоимость строительства блока БН-800 составляла 1,2 - 1,3 млрд. долл. Сегодня эта цифра превышена как минимум в 3 раза. Себестоимость реактора-бридера в несколько раз больше, чем капитальные вложения в другие типы электростанций такой же мощности. Важно отметить также, что оружейный плутоний (основное топливо для бридеров) в 4 раза дороже 90%-го урана-235. Экспертная оценка бизнес-плана сооружения блока БН-800 показала, что при расчете занижены суммы средств, которые необходимо отвлекать в первые годы функционирования энергоблока на обслуживание и возврат заемных средств, а также отпускной тариф на электроэнергию.

Бывший Министр по атомной энергии РФ В.Н. Михайлов: «Стоимость оружейного плутония в 4 раза дороже 90%-ного урана-235, причем 1 кВт * ч, полученный на реакторе на быстрых нейтронах, в 2 раза дороже по сравнению с легководным.

В расчет себестоимости электроэнергии от БН-800 не включены следующие составляющие:

* полная стоимость обращения с радиоактивными отходами (хранение, переработка и транспортировка);

* стоимость начальной загрузки уран-плутонивого ядерного топлива;

* стоимость доставки и хранения свежего топлива, а также транспортировка и переработка отработавшего ядерного топлива;

* инфляционное удорожание ядерного топлива за период эксплуатации БН-800;

* снятие с эксплуатации АЭС с БН-800;

* стоимость страхования рисков и компенсации возможного радиационного ущерба, связанного с работой АЭС с БН-800 на всех этапах жизненного цикла станции (стоимость «атомного» электричества оказывается очень высокой, если включить в нее фонд страхования населения, проживающего около АЭС, обращение с радиоактивными отходами).

По подсчетам ученых, если бы Белоярская АЭС платила за сбросы и выбросы, как это делают предприятия других отраслей, то ежегодно эта сумма составляла бы по самой скромной оценке: по тритию - не менее 30 млн. рублей, по цезию-137 - около 150 млн. [60].

Экспертиза проекта БН-800 позволяет сделать вывод о том, что при реализации проектов, подобных БН-800, нельзя руководствоваться, например, только осознанием потребности введения дополнительных энергетических мощностей или уничтожения оружейного плутония. Необходимо учитывать весь комплекс социально-эколого-экономических факторов, сложившихся в регионе.

Строительство на территории густонаселенного промышленного района Урала внушает серьезные опасения. Приходится констатировать, что «атомный» сценарий развития региона диктует подходы, предполагающие экономический рост за счет новых угроз и негативного влияния на окружающую среду и здоровье населения Урала.

Развитие атомных производств с их «долгосрочными» (на тысячи лет) эффектами, последствиями и необходимостью крупных финансовых вложений является неэффективным. Получение достаточно небольшого количества энергии несоизмеримо с рисками, потерями и опасностями для региона, которые производит атомная энергетика.

5. БМ-600

БН-600 -- энергетический реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, пущенный в эксплуатацию в апреле 1980 года в 3-м энергоблоке на Белоярской АЭС в Свердловской области близ города Заречный. Электрическая мощность -- 600 МВт.

В конце декабря 1979 года в реактор БН-600 поместили пусковой источник нейтронов и начали загружать сборки с ядерным топливом. 26 февраля 1980 года была набрана необходимая критическая масса топлива, и в реакторе БН-600 впервые в его «жизни» началась самоподдерживающаяся ядерная реакция. 26 февраля 1980 года, в 18 час. 26 мин. состоялся физический пуск уникального реактора на быстрых нейтронах БН-600. Следующим этапом стал энергетический пуск -- 8 апреля 1980 года энергоблок с реактором БН-600 выдал первые киловатт-часы в Свердловскую энергосистему.

Особенности реакторов на быстрых нейтронах.

Главная особенность ядерных реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что они открывают возможность использования не делящихся в реакторах на тепловых нейтронах изотопов тяжёлых элементов. В топливный цикл могут быть вовлечены запасы²³⁸U и ²³²Th, которых в природе значительно больше, чем ²³⁵U -- основного горючего для реакторов на тепловых нейтронах. В том числе может быть использован и так называемый «отвальный уран», оставшийся после обогащения ядерного горючего ²³⁵U.

Реакторы на быстрых нейтронах дают реальную возможность расширенного воспроизводства ядерного горючего. Это значит, что, например, на 100 разделившихся ядер горючего в реакторах на быстрых нейтронах образуется примерно 120--140 новых ядер, способных к делению.

Активные зоны (АЗ) реакторов на быстрых нейтронах (БН) весьма существенно отличаются от активных зон реакторов на тепловых нейтронах.

Экономически необходимая средняя глубина выгорания уран-плутониевого топлива в БН должна составлять 100--150 МВт·сут./кг, т. е. она должна быть в 2,5--3 раза выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах, что обусловлено высокой стоимостью топлива БН. Для достижения указанной глубины выгорания требуется высокая радиационная стойкость ТВЭЛ и ТВС БН, необходимая стабильность геометрических параметров, сохранение герметичности и пластичности оболочек ТВЭЛ, их совместимость с продуктами деления и устойчивость к коррозионному воздействию теплоносителя и т. п. Активная зона БН окружена в радиальном и осевом направлениях зонами воспроизводства (экранами), заполненными воспроизводящим материалом -- обедненным ураном, содержащим 99,7--99,8 % ²³⁸U.

Главная же особенность использования уран-плутониевого топлива в БН состоит в том, что в его активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается большим выходом (на 20--27 %) вторичных нейтронов, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это создает основную предпосылку для получения высокого значения коэффициента воспроизводства и обеспечивает расширенное воспроизводство ядерного топлива в реакторах-размножителях.

Использование натрия в качестве теплоносителя требует решения следующих задач:

§ чистота натрия, используемого в БН. Необходимо достичь 99,95 %, то есть не более 5·10^?4 примесей. Большие проблемы вызывают примеси кислорода из-за участия кислорода в массопереносе железа и коррозии компонентов;

§ натрий является очень активным химическим элементом. Он горит в воздухе и других окисляющих агентах. Горящий натрий образует дым, который может вызвать повреждение оборудования и приборов. Проблема усложняется в случае, если дым натрия радиоактивен. Горячий натрий в контакте с бетоном может реагировать с компонентами бетона и выделять водород, который в свою очередь взрывоопасен. Для устранения опасности натрий и продукты его сгорания следует тщательно контролировать;

§ возможность реакций натрия с водой и органическими материалами. Особенно это важно для конструкции парогенератора, так как утечка из водяного контура в натриевый приводит к быстрому росту давления.

Стабильность быстрых реакторов зависит от параметров, перечисленных ниже:

§ пустотного натриевого коэффициента.

§ Изменение в реактивности происходит при изменении плотности натриевого теплоносителя (или полного оголения АЗ). Натриевый пустотный коэффициент может быть положительным или отрицательным, зависит от размеров АЗ, геометрии и состава материалов;

§ механических расширений ТВЭЛ.

§ При увеличении уровня мощности реактора происходит тепловое расширение топливных сборок. Это эффективно увеличивает размеры АЗ, тем самым уменьшается ее реактивность;

§ радиоактивность первого контура.

Радиоактивные изотопы ²⁴Na, ²²Na являются продуктами активации, возникающими вследствие нейтронного облучения натрия первого контура. Периоды полураспада ²⁴Na и ²²Na составляют соответственно 15 ч и 2,6 года. Как результат, радиоактивность натрия первого контура остается высокой в течение значительного времени после остановки реактора. Касаясь только ²⁴Na, отметим, что требуется более четырех суток после остановки реактора, прежде чем персонал может находиться вблизи больших количеств натриевого теплоносителя.

Переход к серийному сооружению АЭС с БН осложнено многими не отработанными в промышленном масштабе технологическими процессами и нерешёнными вопросами оптимальной организации их ядерного топливного цикла (ЯТЦ), который должен базироваться на плутонии, и может быть только замкнутым с очень коротким (до 1 года) временем внешнего цикла (химическая переработка отработавшего топлива и дистанционно управляемое изготовление свежего топлива).

Удельные капиталовложения в АЭС с БН в настоящее время значительно (1,5--2 раза) превышают удельные капиталовложения в АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. Сдерживающее влияние на развитие БН оказывает также пока благополучное положение в мире с ресурсами относительно дешевого урана.

Конструкция реакторной установки БН-600

Компоновка реакторной установки интегральная (бакового типа): активная зона, насосы, промежуточные теплообменники и биологическая защита размещены в корпусе реактора. Теплоноситель первого контура движется внутри корпуса реактора по трем параллельным петлям, каждая из которых включает два теплообменника и циркуляционный центробежный насос погружного типа с двухсторонним всасыванием. Насосы снабжены обратными клапанами. Циркуляция натрия в каждой петле промежуточного контура осуществляется центробежным насосом погружного типа с односторонним всасыванием. Активная зона и зона воспроизводства смонтированы в напорной камере, где расход теплоносителя распределяется по топливным сборкам соответственно их тепловыделению. Активная зона по торцам и периметру окружена экранами -- зоной воспроизводства, состоящей из сборок, заполненных двуокисью обеднённого урана.

Корпус реактора представляет собой бак цилиндрической формы с эллиптическим днищем и конической верхней частью. Корпус через опорное кольцо установлен на катковые опоры фундамента. Внутри корпуса помещена металлоконструкция коробчатого типа -- опорный пояс, на котором укреплена напорная камера с активной зоной, зоной воспроизводства и хранилищем, а также внутрикорпусная биологическая защита.

Три насоса первого контура и шесть промежуточных теплообменников смонтированы в цилиндрических стаканах, установленных на опорном поясе. В верхней части корпус имеет соответственно шесть отверстий для установки теплообменников и три отверстия -- для насосов. Компенсация разности температурных перемещений между стаканами теплообменников и насосов, а также между корпусом и страховочным кожухом обеспечивается сильфонными компенсаторами. Стенки бака имеют принудительное охлаждение «холодным» натрием из напорной камеры. Биологическая защита состоит из цилиндрических стальных экранов, стальных болванок и труб с графитовым заполнителем. Бак реактора заключён в страховочный кожух. Верхняя часть корпуса служит опорой для поворотной пробки и поворотной колонны, обеспечивающих наведение механизма перегрузки на топливную сборку. Одновременно поворотная пробка и поворотная колонна служит биологической защитой.

Топливные сборки загружают и выгружают комплексом механизмов, куда входят: два механизма перегрузки, установленные на поворотной колонне; два элеватора (загрузки и выгрузки); механизм передачи поворотного типа, размещенный в герметичном боксе.

Паротурбинная часть выполнена из трех серийных турбин обычной теплоэнергетики мощностью по 200 МВт каждая, с начальными параметрами пара 13,0 МПа и 500 °C и промежуточным перегревом пара.

Размещено на Allbest.ru

...