Технология производства электроэнергии на атомных электростанциях с реакторами БН

Реактор БН – ядерный энергетический реактор корпусного типа на быстрых нейтронах. Упрощенная технологическая схема производства электроэнергии с использованием реакторов БН показана на рис. 3.7.

Рис. 3.7. Технологическая схема АЭС с реакторами БН

БН является реактором-размножителем – в отличие от РБМК и ВВЭР, в быстронейтронном реакторе осуществляется не потребление, а расширенное воспроизводство ядерного топлива. Быстрые нейтроны воздействуют на уран U-238 и превращают его в плутоний, который может впоследствии использоваться на АЭС в качестве ядерного горючего.

В реакторах БН замедлитель отсутствует. Теплоносителем первого и второго контуров является натрий. Теплоноситель третьего контура – вода и пар. При проектировании реакторов БН предусмотрена потенциальная опасность контакта жидкого радиоактивного натрия с нерадиоактивной питательной водой и паром, когда происходит бурная химическая реакция. Чтобы избежать этого, выполняют второй (промежуточный) контур с жидким нерадиоактивным натрием. В отличие от реакторов ВВЭР и РБМК, где главные циркуляционные насосы прокачивают теплоноситель через один реакторный контур, для эксплуатации быстронейтронных реакторов применяют ГЦН первого и второго контуров (ГЦН-1 и ГЦН-2). Нагретый до 550°С в активной зоне реактора натрий поступает в промежуточные теплообменники, где подогревает натрий второго контура до 520°С, и, охладившись, с помощью ГЦН-1 возвращается в реактор. Натрий второго контура при помощи ГЦН-2 после теплообменника направляется в парогенератор, в котором генерирует и перегревает пар третьего контура. Для исключения возможности протечек радиоактивного натрия первого контура, в случае течи внутри теплообменника, натрий второго контура находится под бóльшим давлением, чем натрий первого контура.

Ядерный реактор БН выполнен с особой компоновкой оборудования, при которой активная зона и оборудование первого контура (ГЦН и промежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора.

Использование натриевого теплоносителя обусловило применение ряда таких специальных систем, как:

электрообогрев оборудования и трубопроводов;

электромагнитные насосы;

фильтры-ловушки очистки натрия;

диагностика протечек воды в натрий;

локализация продуктов взаимодействия натрия с водой при межконтурных неплотностях парогенератора;

пожаротушение натрия;

отмывка оборудования и ТВС от натрия.

Главное преимущество реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что они открывают возможность использования не делящихся в реакторах на тепловых нейтронах изотопов тяжелых элементов. В топливный цикл могут быть вовлечены запасы урана U238 и тория Th232, которых в природе значительно больше, чем U235 – основного горючего для реакторов на тепловых нейтронах. В том числе может быть использован и так называемый «отвальный» уран, оставшийся после обогащения ядерного горючего U235.