Главная Случайная страница Контакты | Мы поможем в написании вашей работы! | ||
|
АЭС с реактором БН-350 в г. Актау (Шевченко) работала с 1973 по 2000гг. Остановлена по политическим причинам.
Реакторная установка имеет 6 петель охлаждения, в состав каждой из которых входят расположенные вне реактора отсекающие входная и выходная задвижки, циркуляционные натриевые насосы первого и промежуточного контуров, промежуточный теплообменник и парогенераторная установка в составе двух испарителей и одного пароперегревателя.
Таблица 18
Основные проектные показатели реакторов БН-350 и БН-600
Показатель | БН-350 | БН-600 |
Электрическая мощность | ||
Эквивалентная | ||
непосредственная | ||
Температура натрия на входе в реактор, ºС | ||
Температура натрия на выходе из реактора, ºС | ||
Давление пара на выходе из парогенератора, МПа | ||
Температура пара на выходе из парогенератора, ºС |
Одно из преимуществ жидкометаллического теплоносителя - возможность использования паротурбинных установок обычной теплоэнергетики, так как в связи с высокими температурами теплоносителя давление и температура пара перед турбиной могут быть существенно выше, чем для турбин на АЭС с водяным теплоносителем. С этой точки зрения параметры пара для АЭС с БН-350 могли быть выбраны существенно более высокие. Однако сооружение этой АЭС было связано с конкретной технологической задачей получения больших количеств опресненной морской воды для промышленных и бытовых нужд, а также для теплоснабжения г. Шевченко (современный Актау). Таким образом, АЭС с БН-350 является трехцелевой.
Топливные сборки активной зоны реактора БН-350 и зоны воспроизводства помещены в напорном коллекторе, смонтированном на напорной камере корпуса реактора. Активная зона состоит из топливных сборок с ядерным топливом – диоксидом урана значительного обогащения. По торцам и периметру она окружена экраном – зоной воспроизводства из диоксида обедненного урана. Торцевой экран смонтирован в сборках активной зоны, боковой экран образован топливными сборками с твэлами зоны воспроизводства. Корпус реактора представляет собой сосуд переменного диаметра (в наиболее широком месте – 6 м) из нержавеющей стали. Нижняя часть корпуса образует напорную камеру, в которой по трубопроводам поступает натрий от насосов. Протекая снизу вверх через активную зону и зону воспроизводства, натрий нагревается и через верхнюю смесительную камеру корпуса по трубопроводам направляется в теплообменники. Для предотвращения утечки натрия при разгерметизации основной корпус заключен в страховочный кожух. Внутренняя поверхность корпуса и выходные патрубки имеют экраны, снижающие температурные напряжения при быстром изменении температуры теплоносителя. Охлаждение корпуса обеспечивается «холодным» натрием, протекающим из напорной камеры в зазоре между стенками корпуса и тепловым экраном. В качестве материала биологической защиты вне реактора использованы железорудный концентрат, графит, сталь, бетон.
Топливные сборки загружают и выгружают комплексом механизмов: механизмом перегрузки, установленным на малой поворотной пробке и переставляющим ТВС внутри реактора; элеваторами загрузки-выгрузки, транспортирующими топливные сборки из реактора в перегрузочный бокс и обратно; механизмом передачи топливных сборок, расположенном в герметичном боксе и передающим отработанные топливные сборки из реактора во внешнее хранилище и свежие – из хранилища в реактор.
Дата публикования: 2014-11-03; Прочитано: 1229 | Нарушение авторского права страницы | Мы поможем в написании вашей работы!