ФАКУЛЬТЕТ ЭНЕРГЕТИКИ И ЭЛЕКТРОНИКИ
ОБЩАЯ ФИЗИКА
УДК 621.039.5
П.А. Визнюк, К.С. Головко
Научный руководитель: профессор кафедры «Общая физика»,
к.т.н., В.И. Попков
viznyuk.paha8105@yandex.ru
Анализ эксплуатации ядерного реактора
На расплавах солей « MSRE »
Объект исследования: Окриджский жидкосолевой реактор «MSRE»(Molten-Salt Reactor Experiment) .
Результаты, полученные лично авторами: Доказана безопасность, надежность и безотказность реактора на расплавах солей.
Реактор на расплавах солей является одним из видов ядерных реакторов деления, в которых основной охлаждающей жидкостью является смесь расплавленных солей, которая может работать при высоких температурах (600÷700)° C, оставаясь при этом при низком давлении (давление немного выше 98 кПа) и превышая точку кипения расплава солей.
В 1960-х годах в США, в Окриджской национальной лаборатории, построили реактор MSRE (Molten-Salt Reactor Experiment) тепловой мощностью 7,4 МВт. Роль теплоносителя и замедлителя нейтронов у таких реакторов играет соль. В качестве солей обычно предлагаются фториды актинидов (в зависимости от типа реактора и топлива это торий, уран, плутоний и другие актиниды). Спектр нейтронов у таких реакторов тепловой, в качестве основы для топлива используется изотоп урана ²³³U, которого в природе нет — его получают из ²³²Th при облучении нейтронами.
За время эксплуатации ядерного реактора «MSRE» были достигнуты следующие основные показатели безопасности и надежности:
ü отрицательная реактивность в рабочей зоне (при повышении температуры) и отсутствие в ней высокого давления;
ü в случае аварий при разрушении рабочей зоны растекшийся расплав солей фторидов кристаллизуется и поэтому не вызывает опасности;
ü исключение замерзания трубопроводов промежуточного контура при работе реактора за счет состава солей фторидов этого контура, находящихся всегда в жидком состоянии;
ü благодаря продуктам жизнедеятельности MSRE-реактора даже при намеренном разрушающем воздействии на него военными средствами можно получить только досрочное и достаточно надежное захоронение разрушенного реактора;
ü в картриджах надежно химически связаны все летучие компоненты, поэтому выбросы летучих нуклидов практически равны нулю.
В составе реакторной установки - MSRE эксплуатируется основное оборудование, разработанное Окриджской национальной лабораторией: реактор, топливный контур, насос топливного контура, промежуточный контур, насос промежуточного контура, теплообменник, турбогенератор, парогенератор, дренажные баки промежуточного и топливного контуров, система переработки топливной соли, канал вывода продуктов деления, подвод реагентов к системе переработки. Оборудование в процессе эксплуатации показало высокую надежность.
Рассмотрим влияние данного реактора на экологию. Тепло, вырабатываемое реактором, можно использовать для получения карбонатов, которые будут сбрасываться в океан. Это позволит нейтрализовать кислоту, восстанавливая процесс жизнедеятельности водных организмов. Специальные установки улавливают углекислый газ, используемый для производства синтетических углеводородов, которые при необходимости можно использовать в качестве источника энергии.
Тема жидкосолевого реактора в настоящее время очень актуальна, так как решает многие экологические и энергетические проблемы. Разработан проект жидкосолевого реактора «Thorcon», созданный на основе MSRE-реактора с более высокими показателями. Развивая атомную энергетику России, следует учесть опыт проектирования и эксплуатации реакторов на расплавах солей.
Материал поступил в редколлегию 03.05.2017
УДК 621.039.5
А.В. Хохлов, А.В. Филимоненков
Научный руководитель: профессор кафедры « Общая физика»,
к.т.н., В.И. Попков
alek.xoxlow2014@yandex.ru
Анализ опыта эксплуатации и надежности
Реактора БН-600
Объект исследования: энергоблок Белоярской АЭС с реактором БН-600.
Результаты, полученные лично авторами: получены основные показатели надежности и безотказности реактора БН-600
Энергоблок Белоярской АЭС с реактором БН-600 был введен в эксплуатацию в апреле 1980 г. и успешно эксплуатируется уже на протяжении более чем трех десятилетий. Проектный срок эксплуатации энергоблока истекал в 2010 г., поэтому, принимая во внимание продемонстрированные им высокие показатели надежности, в 2001 г. начались работы по продлению срока его эксплуатации до 2025 г.
При этом был проведен комплекс работ по обследованию технического состояния оборудования энергоблока, выполнено расчетное обоснование эксплуатации реактора до 2025 г. В результате надзорным органом была выдана лицензия на продление эксплуатации до 2020 г.
В период 2010-2015 гг. энергоблоком №3 Белоярской АЭС с реактором БН–600 произведено 25,608·109 кВт⋅ч электроэнергии. В продленный период эксплуатации 2010 - 2015 г. достигнуты следующие основные показатели надежности и безотказности:
• коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) энергоблока составил 81,16 %, что выше среднего значения КИУМ БН-600 на интервале 1983 – 2010 гг. 74,55 %, и сопоставимо с КИУМ действующих в России реакторов типа ВВЭР в указанный период;
• аварийных остановов реактора БН-600 при работе на энергетических уровнях мощности не было;
• радиационная обстановка на Белоярской АЭС и в контролируемых зонах соответствовала нормальной эксплуатации АЭС.
В составе реакторной установки энергоблока №3 эксплуатируется основное оборудование, разработанное ОКБМ:
• корпус реактора и внутриреакторное оборудование;
• активная зона;
• исполнительные механизмы системы управления и защиты (СУЗ);
• подвески ионизационных камер и механизмы перемещения счетчиков СУЗ;
• главные циркуляционные насосы (ГЦН) первого и второго контуров;
• обратный клапан ГЦН первого контура с гидроприводом;
• промежуточный теплообменник (первого-второго контуров);
• фильтр-ловушки и рекуператоры систем очистки натрия первого, второго контуров и барабана отработавших сборок;
• воздушный теплообменник системы аварийного расхолаживания (САРХ-ВТО).
В 2010-2015 гг. оборудование реакторной установки (РУ) БН-600 в целом функционировало на требуемом уровне. Производилась плановая замена выработавшего свой ресурс оборудования. Текущий и капитальный ремонты проводились в соответствии с графиком.
В 2010-2015 гг. энергоблок работал с активной зоной третьей модернизации 01М2 в течение 58-70 микрокампаний, при этом нарушений работоспособности сборок активной зоны, эксплуатационных пределов и пределов безопасной эксплуатации не происходило. В целом, эксплуатация продемонстрировала высокий уровень надежности и безопасности оборудования РУ БН-600, обоснованность продления срока его эксплуатации.
Отмечается повышение эксплуатационных показателей энергоблока за счет продления длительности микрокампаний и сокращения плановых остановов реактора.
В настоящее время ведутся работы по продлению срока эксплуатации до 60 лет (до 2040 г.)
Материал поступил в редколлегию 03.05.2017
УДК 537.633.9
Д.А. Княгинин
Научный руководитель: профессор кафедры «Общая физика»,
к.ф.-м.н., Д.И. Сирота
dmitriikn250@gmail.com
Дата добавления: 2018-10-27; просмотров: 181; Мы поможем в написании вашей работы! |
Мы поможем в написании ваших работ!