Реактор БН-600

Реактор БН-600 — с натриевым теплоносителем быстрый реактор-размножитель , построенный на Белоярской атомной электростанции в городе Заречный Свердловской области , Россия . Ее валовая мощность составляет 600 МВт, полезная мощность — 560 МВт, подаваемая в Среднего Урала энергосистему . Он находится в эксплуатации с 1980 года и представляет собой усовершенствование предыдущего реактора БН-350 . В 2014 году начал работу его более крупный родственный реактор — реактор БН-800 .

Установка представляет собой бассейн типа LMFBR , где реактор, насосы теплоносителя, промежуточные теплообменники и соответствующие трубопроводы расположены в общем бассейне с жидким натрием . Реакторная система размещена в бетонном прямолинейном здании и снабжена фильтрацией и газоизоляцией.

За первые 24 года работы произошло 12 утечек воды в натрий. ^[2] в парогенераторах , обычно устраняется путем изоляции неисправного модуля с помощью задвижек. ^[3] Эти инциденты не имели последствий за пределами площадки, не приводили к образованию радиоактивных материалов (натрий во вторичном контуре не активируется нейтронами) и о них не сообщалось в МАГАТЭ, поскольку считалось, что они не оказали влияния на безопасность.

По состоянию на 2022 год совокупный « коэффициент доступности энергии », зафиксированный МАГАТЭ, составил 76,3%. ^[4]

имеет Активная зона реактора высоту 1,03 метра (3 фута 5 дюймов) и диаметр 2,05 метра (6 футов 9 дюймов). ^[5] Он имеет 369 топливных сборок , установленных вертикально; каждый состоит из 127 твэлов с обогащением от 17 до 26%. ²³⁵У. Для сравнения, в других российских реакторах нормальное обогащение составляет 3–4%. ²³⁵ управления и U. Система аварийной остановки состоит из 27 элементов управления реактивностью, в том числе 19 регулировочных стержней, двух стержней автоматического управления и шести стержней автоматического аварийного останова. Аппаратура энергетической перегрузки позволяет загружать активную зону свежими ТВС, перемещать и поворачивать ТВС внутри реактора, дистанционно менять элементы систем управления и аварийной защиты.

В агрегате применена трехконтурная схема теплоносителя; Натриевый теплоноситель циркулирует как в первом, так и во втором контуре. Вода и пар текут в третьем контуре. Натрий нагревается в реакторе максимум до 550 ° C (1022 ° F) во время нормальной работы. Это тепло передается от активной зоны реактора через три независимых циркуляционных контура. Каждый из них имеет основной натриевый насос, два промежуточных теплообменника, вторичный натриевый насос с расширительным баком, расположенным перед ним, и бак аварийного сброса давления. Они питают парогенератор , который, в свою очередь, питает конденсационную турбину, вращающую генератор.

Реактор на быстрых нейтронах в Белоярске вызывает большой международный интерес. В Японии есть собственные прототипы реакторов на быстрых нейтронах. Работа реактора находится в стадии международного исследования; В настоящее время в нем участвуют Россия, Франция, Япония и Великобритания.

Реактор получил лицензию на эксплуатацию до 2025 года. ^[6]

См. также

Реактор IV поколения
БН-Реактор - семейство реакторов из России.
Реактор БН-350 – дезактивированный реактор на быстрых нейтронах в Актау, Казахстан.
Реактор БН-800 — российский ядерный реактор на быстрых нейтронах, работает с 2016 года.
Реактор БН-1200 – ядерный реактор на быстрых нейтронах, разрабатываемый в России
Прототип реактора на быстрых нейтронах - конструкция индийского ядерного реактора на быстрых нейтронах.

Ссылки

^ «Реакторы на быстрых нейтронах — статья из журнала World-Nuclear» .
^ «Международная конференция МАГАТЭ, посвящённая пятидесятилетию ядерной энергетики» (PDF) .
^ «ЭНЕРГОБЛОК МАГАТЭ БН-600 15-ЛЕТНИЙ ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ» (PDF) .
^ «Белоярск-3» . ПРИС . МАГАТЭ . Проверено 17 сентября 2020 г.
^ Состояние исследований и разработок технологий реакторов на быстрых нейтронах (PDF) . Международное агентство по атомной энергии. 2012. с. 130. ИСБН 978-92-0-130610-4 . Проверено 11 ноября 2014 г.
^ «Российский быстрый реактор, подключенный к сети» . powermag.com . 1 февраля 2016 года . Проверено 22 апреля 2018 г.

Внешние ссылки

Росэнергоатом Реактор БН-600
Обзор быстрых реакторов в России и бывшем Советском Союзе
Тестовый анализ гибридной активной зоны БН-600 (IAEA TECDOC 1623)
Топливо БН-600 (российская фирма, производящая топливо для БН-600)
Реакторы с жидкометаллическим теплоносителем: опыт проектирования и эксплуатации (IAEA TECDOC 1529)
Опыт эксплуатации натриевого быстрого реактора БН600, МАГАТЭ
Оценка изменений в БН-600 для работы с плутониевой активной зоной горелки

56 ° 50'30 "N 61 ° 19'21" E / 56,8416 ° N 61,3224 ° E / 56,8416; 61.3224

[1] «Реакторы на быстрых нейтронах — статья из журнала World-Nuclear» .

[2] «Международная конференция МАГАТЭ, посвящённая пятидесятилетию ядерной энергетики» (PDF) .

[3] «ЭНЕРГОБЛОК МАГАТЭ БН-600 15-ЛЕТНИЙ ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ» (PDF) .

[4] «Белоярск-3» . ПРИС . МАГАТЭ . Проверено 17 сентября 2020 г.

[5] Состояние исследований и разработок технологий реакторов на быстрых нейтронах (PDF) . Международное агентство по атомной энергии. 2012. с. 130. ИСБН 978-92-0-130610-4 . Проверено 11 ноября 2014 г.

[6] «Российский быстрый реактор, подключенный к сети» . powermag.com . 1 февраля 2016 года . Проверено 22 апреля 2018 г.

[1]

[2]

[3]

[4]

[5]

[6]