Безопасность атомной энергетики

Экология энергетики
Признаки классификации атомных реакторов
Блочный щит управления энергоблока
Разгрузочно-загрузочная машина
ТОПЛИВНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕСУРСЫ
Реакторы на быстрых нейтронах
БН-350
Реактор БН-800
Физические  основы атомной энергетики
Особенности ядерных реакторов
Безопасность современных атомных реакторов
АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения
Основные требования к безопасности АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения
РЕАКТОР БРЕСТ – 300
Анализ безопасности реактора БРЕСТ–300
Энергетика - острейшая проблема цивилизации
Ядерный реактор
РБМК - Реактор Большой Мощности Канальный
Реактор с гелиевым теплоносителем
Реакторы с натриевым теплоносителем
Реакторы со свинцово-висмутовым теплоносителем
ОБЩЕЕ УСТРОЙСТВО ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ
УСТРОЙСТВО РАЗЛИЧНЫХ ТИПОВ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
ВВЭР и РБМК: сравнительные характеристики
ФАКТОРЫ ОПАСНОСТИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
СПИСОК НАИБОЛЕЕ ЗНАЧИТЕЛЬНЫХ ЯДЕРНЫХ АВАРИЙ ХХ СТОЛЕТИЯ
Уиндскейл, Великобритания 10 октября 1957 года
ЧЕРНОБЫЛЬСКАЯ КАТАСТРОФА

Первый отечественный демонстрационный энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 тепловой мощностью 1000 МВт был введен в строй в 1973 г. на восточном побережье Каспийского моря. Он имел традиционную для атомной энергетики петлевую схему передачи теплоты и паротурбинный комплекс для преобразования тепловой энергии (рис.1). Часть тепловой мощности реактора использовалась для выработки электроэнергии, остальная мощность шла на опреснение морской воды. Заметим, что одной из отличительных особенностей схемы этой и последующих реакторных установок с натриевым теплоносителем является наличие промежуточного контура передачи теплоты между реактором и пароводяным контуром, что диктуется соображениями безопасности реактора.

Реакторная установка БН-350, несмотря на сложность ее технологической схемы, успешно работала с 1973 по 1988 гг. в составе Мангышлакского энергокомбината и завода опреснения морской воды в г.Шевченко (ныне – Мангистаус, Казахстан), превысив на 5 лет свой проектный ресурс.

Рис.1. Принципиальная схема реактора БН-350

1 – напорная камера реактора; 2 - активная зона; 3 - промежуточный теплообменник; 4 – фильтр системы очистки натрия; 5 - баки слива проточек циркуляционных насосов; 6 – циркуляционный насос натрия первого контура; 7 – циркуляционный насос натрия второго контура; 8 – испаритель парогенератора; 9 – пароперегреватель

Большая разветвленность натриевых контуров в реакторе БН-350 вызывала беспокойство, поскольку в случае аварийной разгерметизации натриевых трубопроводов могла возникнуть пожароопасная ситуация. Поэтому, не дожидаясь пуска реактора БН-350, в СССР было начато проектирование более мощного быстрого реактора БН-600 интегральной конструкции, в котором исключались натриевые трубопроводы большого диаметра и почти весь радиоактивный натрий первого контура был сосредоточен в корпусе реактора (рис.2). Это позволило практически исключить возможность разгерметизации первого натриевого контура, что в свою очередь снизило пожароопасность установки, повысило уровень радиационной безопасности и надежности реактора.

Рис.2. Принципиальная схема быстрого энергетического реактора БН-600

1 – напорная камера теплоносителя, 2 – активная зона реактора, 3 - насос первого натриевого контура, 4 – промежуточный теплообменник, 5 – фильтр системы очистки натрия, 6 - рекуператор, 7 - насос второго контура, 8 - буферная емкость, 9 - парогенератор, 10 - питательный насос, 11 - деаэратор, 12 - конденсатный насос, 13 - конденсатор, 14 - турбогенератор, 15 - турбина.

Реакторная установка БН-600 надежно работает с 1980 г. в составе третьего энергоблока Белоярской АЭС. Сегодня это самый мощный из действующих в мире реакторов на быстрых нейтронах, который служит источником уникального эксплуатационного опыта и базой для натурной отработки усовершенствованных материалов и топлива.

Во всех последующих проектах реакторов этого типа в России, так же как и в большинстве проектов коммерческих быстрых реакторов, разработанных за рубежом, используется интегральная конструкция (табл.1).


Белоярская АЭС с реактором БН-600

Таблица 1. Коммерческие быстрые реакторы

Характеристика

БН-600

(Россия)

Super-Phenix-I*
(Франция)

Проекты

БН-800** (Россия)

БН-1800 (Россия)

Super-Phenix-II

(Франция)

CDFR (Англия)

Электрическая мощность, МВт

600

1200

880

1800

1500

1300

Тепловая мощность, МВт

1470

3000

2100

4000

-

3230

Температура теплоносителя на выходе из реактора, ºС

550

540

547

575

545

540

Давление пара, МПа

14,0

18,0

14,0

250

18,0

16,0

Температура пара, ºС

500

490

490

525

490

490

Коэффициент воспроизводства

1,3

1,18

1,0-1,35

~1,0

1,15

1,25

* Остановлен.

** Строится на Белоярской АЭС.

 

Уже при проектировании первых энергетических реакторов на быстрых нейтронах большое внимание уделялось вопросам обеспечения безопасности как при нормальной работе, так и при различных аварийных ситуациях. Направления поиска соответствующих проектных решений определялись требованием исключения недопустимых воздействий на окружающую среду и население за счет внутренней самозащищенности реактора, применения эффективных защитных систем, использования локализующих систем, ограничивающих последствия потенциально возможных аварий.

Самозащищенность реактора основана, в первую очередь, на действии отрицательных обратных связей, стабилизирующих процесс деления ядерного топлива при отклонениях температуры и мощности реактора, а также – на свойствах используемых в реакторе материалов. Для иллюстрации внутренне присущей быстрым реакторам безопасности укажем некоторые их особенности, связанные с использованием в них натриевого теплоносителя. Натрий  имеет высокую температуру кипения (883ºС при нормальных физических условиях), что позволяет поддерживать в корпусе реактора давление, близкое к атмосферному. Это упрощает конструкцию реактора и повышает его надежность. Корпус реактора не подвергается в процессе работы большим механическим нагрузкам и коррозионному воздействию теплоносителя, поэтому его разрыв еще менее вероятен, чем в существующих реакторах с водой под давлением, где он относится к классу гипотетических. В то же время реализация такой аварии в быстром реакторе не представляет опасности с точки зрения надежного охлаждения ядерного топлива, поскольку корпус окружен равнопрочным герметичным страховочным кожухом, а объем возможной утечки натрия в этот кожух незначителен. Разгерметизация трубопроводов любого размера в быстром реакторе интегральной конструкции также не приводит к опасной ситуации. Благодаря значительной теплоемкости теплоносителя, находящегося в реакторе, рост средней температуры натрия в реакторе в случае полного прекращения отвода тепла в пароводяной контур не превышает 30 градусов в час. С учетом значительного запаса до температуры кипения натрия это дает резерв времени, достаточный для принятия мер по ограничению последствий подобной маловероятной аварии.

Влияние вредных выбросов электростанций на природу и человека.

Показатель вредности продуктов сгорания В соответствии с законом об охране атмосферного воздуха, размещение нового предприятия в местности, где фоновое значение загрязнений атмосферы превышает ПДК, должно сопровождаться осуществлением мероприятий по снижению выбросов соответствующих веществ на действующих предприятиях.

С учетом технологии использования топлива все вредные вещества можно классифицировать на две группы.

Преспективные направления развития природоохранных технологий.

Отличительной особенностью ТЭЦ является комбинированная выработка электрической и тепловой энергии.

УСТРОЙСТВО РАЗЛИЧНЫХ ТИПОВ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ