Тема реакторов на быстрых нейтронах для нашего издания входит в число приоритетных. Мы предлагаем читателям вернуться к истокам отечественной быстрой программы - быстрому натриевому реактору БН-350. Поможет нам в этом Рудольф БАКЛУШИН, эксперт МАГАТЭ с многолетним стажем, долгое время работавший заместителем главного инженера БН-350. Сегодня мы публикуем вторую из цикла статей, подготовленных Рудольфом Петровичем.
Использование естественных физических процессов в БН-350
При разработке проекта РУ БН-350 еще в начале 60-ых годов был сформулирован и последовательно реализован принцип максимального использования в ней естественных физических процессов. Это существенно упрощало установку, повышало надёжность эксплуатации и безопасность, снижало потребность в автоматических регуляторах технологических параметров и исключало необходимость вмешательства эксплуатационного персонала в переходных и многих аварийных процессах.
Важно отметить, что российские быстрые натриевые реакторы оказались едва ли не первыми РУ, широко использующими естественные физические процессы. На реакторах других типов к мысли о необходимости более широкого использования этого принципа пришли только после больших аварий на АЭС (TMI-2 и Чернобыль).
Рассмотрим два примера использования естественных процессов в проекте БН-350.
Оба натриевых контура БН-350 - и первый, и второй - не требуют подпитки теплоносителем или регулирования его уровней при работе на мощности, пусках и остановах. При подъёме мощности объёмное расширение натрия происходит за счет изменения его уровней в предусмотренных пределах внутри корпусов основного оборудования.
Для того, чтобы ограничить величину изменения объёма и размах колебаний уровней, разработчики БН-350 приняли концепцию так называемой "опорной температуры", то есть величины, ниже которой температура натрия опускаться не могла. Её значение (260°C) было выбрано как можно более близким к рабочим температурам "холодных" трубопроводов, и обеспечивалась она за счёт поддержания постоянного давления пара в парогенераторах регуляторами "до себя".
Интересно сравнить это решение отечественных специалистов с подходом, принятым на американской АЭС "Энрико Ферми" с быстрым натриевым реактором, проектирование которой велось приблизительно в то же время. Там уровень в первом контуре поддерживался за счёт перелива натрия в специальный бак при росте температуры и, соответственно, объёма натрия или подкачки его в контур небольшими насосами при снижении температуры.
Второй пример использования естественных процессов в БН-350 касается метода исключения значительного изменения давления газа в газовой подушке реактора при переходе установки от стояночного режима к работе на полной мощности. В этой ситуации прирост объёма для первого контура составлял 28 м3. Это угрожало серьёзным повышением давления газа в газовых полостях контура, объём которых в рабочем режиме равнялся 15 м3.
Как же с этой проблемой справились проектанты БН-350? Газовая полость реактора была сообщена трубопроводом диаметром 200 мм с двумя сливными баками 1 контура общим объёмом 105 м3. За счёт их объема, избыточное давление в контуре при пуске возрастало с 0,04 всего до 0,09 МПа.
Если опять обратиться к опыту "Энрико Ферми", то там американским специалистам пришлось задействовать для поддержания постоянного давления автоматику, которая включала компрессоры для откачки газа при росте давления и обеспечивала подачу газа из ресиверов при его снижении.
Приведенные решения, использующие естественные физические процессы, были впоследствии с успехом применены и в других проектах российских реакторных установок с натриевым теплоносителем (БОР, БН-600, БН-800).
Компоновка первого контура РУ БН-350
Для быстрых натриевых реакторов существуют две различные компоновочные схемы первого контура - петлевая и баковая (интегральная).
В проекте БН-350 была выбрана петлевая компоновка как более традиционная. Основное оборудование контура располагалось в отдельных корпусах, соединённых между собой трубопроводами. Надо признать, что это породило целый ряд трудностей при разработке проекта. Пришлось задумываться над тем, как обеспечить температурную компенсацию трубопроводов, как добиться надёжной герметизации боксов первого контура, которые предполагалось заполнить азотом, а также искать решения для некоторых других технических проблем.
Поэтому в 1964 году в СССР был проработан баковый вариант компоновки применительно к энергетическому реактору. Практически сразу стало ясно, что бак реактора при этом имеет приемлемые габариты и объёмы натрия и может быть реализован при существовавшем тогда уровне технологий. Были намечены принципиальные решения по компоновке оборудования в общем баке, позволяющие оптимизировать его размеры. Несколько позднее эта компоновка была принята для следующего российского реактора - БН-600.
Проработка бакового варианта компоновки впервые в нашей стране была выполнена Р.П.Баклушиным. - Прим. AtomInfo.Ru.
В настоящее время большинство энергетических реакторов на быстрых нейтронах во всём мире выполнено по интегральной схеме.
Физические исследования на БН-350
При вводе РУ БН-350 в эксплуатацию была разработана и выполнена обширная программа исследования физических характеристик реактора. Среди прочего, изучались следующие параметры:
Работа физиков на БН-350 не ограничивалась только пусковой программой. Многие из перечисленных выше исследований в дальнейшем повторялись при переходе к среднестационарному состоянию активной зоны, при переходе на новую конструкцию ТВС и в ряде других случаев.
Для измерений на БН-350 потребовалось создавать специальные методики и технические средства. В частности, для измерения нейтронных полей была внедрена уникальная методика, основанная на активации игольчатых образцов, размещённых непосредственно в рабочих ТВС.
Физпуск реактора и последующие исследования подтвердили основные характеристики активной зоны и СУЗ. Измерения показали, что основные характеристики активной зоны предсказываются с удовлетворительной точностью. Некоторое занижение в расчётах было найдено для эффективности температурного компенсатора и величин температурного и мощностного эффектов реактивности.
Дважды - во время физпуска и после энергопуска БН-350 - при помощи специального приспособления проводилось измерение расхода через каждую ТВС реактора. Как оказалось, расходы через ТВС активной зоны и внутреннего экрана отличались от расчетных величин не более, чем на 5%, а во внешнем экране они были несколько занижены.
Для физиков пуск БН-350 предоставил массу полезных сведений, с помощью которых они смогли проверить точность методов расчета в реальных условиях энергетического реактора. Накопленный опыт позволил усовершенствовать компьютерные коды, что благотворно сказалось при проектировании и эксплуатации БН-600.
Натриевое оборудование и арматура БН-350
Прежде всего, хотелось бы сказать, что в целом опыт пуска и эксплуатации специального оборудования и арматуры, разработанных для натриевых систем, подтвердил их проектные характеристики. Все виды оборудования работали хорошо, за исключением только парогенераторов и обратных клапанов первого контура. Отдельные изменения, которые пришлось вносить, не имеют принципиального значения.
Реакторные узлы и механизмы (в том числе, СУЗ, перегрузки)
Все реакторные механизмы БН-350 проходили несколько стадий проверки:
Столь скрупулёзная методика проверок полностью себя оправдала. В целом была обеспечена стабильная и надёжная эксплуатация реактора. Во время пуска и в первый период эксплуатации наблюдались отказы отдельных элементов. Однако они не носили принципиального характера, не влекли за собой функционального отказа систем и были практически немедленно устранены.
Принятый проектантами принцип разделения перегрузочных операций был подтверждён. На РУ БН-350 такие операции были разделены между разными механизмами, каждый из которых исполнял только одну-две операции и поэтому был прост по конструкции. Возможности системы перегрузки оказались таковы, что некотором отступлении от проектного алгоритма и проектных усилий персоналу удалось выгрузить из реактора ТВС со стрелой прогиба до 15 мм.
Стоит добавить, что по результатам обследований в процессе эксплуатации срок службы механизмов СУЗ и перегрузки был увеличен по отношению к расчётному.
Центробежные вертикальные ГЦН первого и второго контуров
ГЦН первого и второго контуров имели консольную конструкцию и поплавковое устройство для поддержания уровня в баках насосов. Поэтому они были расположены в верхних точках контуров. Проектанты были осведомлены обо всех отрицательных сторонах консольной конструкции - впрочем, как и о положительных - но к моменту создания БН-350 в стране не было опыта использования подшипников, работающих в натрии.
В процессе предпусковых наладочных работ насосы прошли необходимый цикл испытаний. В частности, исследовалась совместная работа ГЦН их выбег, поведение при кратковременном (1, 2 и 3 секунды) перерыве питания и другие динамические характеристики.
На начальном этапе эксплуатации проявились некоторые затруднения при работе насосов первого контура - затруднённый пуск после длительной стоянки и кавитационный износ рабочих колес при пуске реактора с неполным числом петель. Причины этих явлений удалось достаточно быстро определить. Были выработаны меры, исключающие их повторение.
Насосы успешно эксплуатировались в течение всего периода работы установки. Ходовая часть и уплотнения вала при осмотрах показывали очень малый износ. Это дало основание продлевать межремонтный период ГЦН - к концу эксплуатации он составлял уже 80000 часов (10 лет!).
Промежуточные теплообменники (ПТО)
Никаких отказов при работе у ПТО зафиксировано не было, а их трубные пучки ни разу не заменялись.
Определённые претензии, появившиеся к промежуточным теплообменникам БН-350, связаны со следующим обстоятельством. При тензометрировании в период пуска было обнаружено, что в сложной конструкции узла уплотнения пучка в корпусе ПТО при переходных режимах возникали значительные напряжения. Чтобы не допускать этого, были введены более жёсткие ограничения на допустимую скорость изменения температуры при пусках и остановах БН-350.
Натриевая арматура малых диаметров (до 150 мм)
Отработка натриевой арматуры малых диаметров была выполнена ещё на исследовательском реакторе БР-5 в ФЭИ. Не удивительно, что проблем с её эксплуатацией на БН-350 не было.
Натриевые задвижки с замороженным уплотнением вала (грубо говоря, с сальником из замерзшего натрия) диаметром 500 и 600 мм зарекомендовали себя хорошо. Протечек через уплотнения не наблюдалось, плотность на проход закрытых задвижек была лучше, чем предусматривают нормативные документы. В процессе эксплуатации были определены оптимальные режимы охлаждения замораживающих поясов.
Отдельная история связана с обратными клапанами 500 мм, установленных на напорном трубопроводе каждой петли первого контура. Их характеристики в начальный момент не соответствовали проекту.
При отключении одного насоса клапан закрывался при значительно большем обратном расходе теплоносителя, чем предполагалось. Это приводило к сильным механическим ударам тарелки клапана о седло, гидравлическим ударам и визуально наблюдаемым раскачиваниям трубопроводов отключаемой петли.
Чтобы обеспечить безопасную эксплуатацию РУ БН-350, в алгоритм действия защит при остановке одного насоса были внесены временные изменения. По проекту предполагалось, что в этом случае реактор не останавливался, а только переводился автоматикой на пониженный уровень мощности. Согласно временному алгоритму, предусматривалось срабатывание аварийной защиты с переводом всех насосов на пониженное число оборотов.
В дальнейшем, все клапаны были поочередно модернизированы. Обратный расход, при котором они закрывались, значительно снижен. Это позволило вернуться к проектному алгоритму действия защит. Особо подчеркнём, что замена клапанов не вызвала больших трудностей, так как конструкция клапана была ремонтоспособной.
Общие выводы по натриевому оборудованию и арматуре БН-350
Для того, чтобы судить о том, насколько успешным оказался опыт работы оборудования и установки БН-350 в целом - напомним, первого (!) энергетического реактора на быстрых нейтронах, спроектированного в 60-ых годах и построенного в 70-ых годах - приведём два следующих факта.
Как обеспечивалось промышленное производство натрия реакторной чистоты? Как осваивалась эксплуатация натриевых контуров больших объёмов и происходила передача накопленного опыта? Что же происходило на парогенераторах "натрий-вода"? Об этом и многом другом читайте в следующей статье цикла.
ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru
ДАТА: 26.03.2008
Темы: АЭС, Быстрые натриевые реакторы, История, Рудольф Баклушин, Россия