Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Обеспечение научно-технической поддержки эксплуатации энергоблока БН-600

10.09.2025 2025 - №03 Атомные электростанции

А.И. Бельтюков П.П. Говоров А.И. Карпенко Ю.В. Носов Н.Н. Ошканов А.М. Тучков С.Е. Щеклеин

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2025.3.04

УДК: 621.039.526

Успешная работа уникального энергоблока БН-600 с быстрым натриевым реактором большой мощности с интегральной компоновкой первого контура в течение более 40 лет стала возможной благодаря высокому качеству проекта, строительных и монтажных работ, квалификации эксплуатационного персонала, а также непрерывной многолетней научно-технической поддержке эксплуатации научно-исследовательским отделом Белоярской АЭС и научными и проектно-конструкторскими организациями Госкорпорации «Росатом». В процессе освоения мощности и последующей эксплуатации были обнаружены физические и теплофизические особенности, учет которых был невозможен на маломасштабных установках и экспериментальных стендах. Исследования касались всех контуров и единиц оборудования и режимов эксплуатации энергоблока.

В первом контуре интегрального натриевого реактора БН-600 проведены исследования секторного (петлевого) течения теплоносителя. Определены основные количественные зависимости между изменениями теплогидравлических параметров контуров и значениями предельно допустимой разности частот вращения главных циркуляционных насосов первого контура (ГЦН-1). В режимах расхолаживания реактора исследованы скорости теплоотвода от активной зоны для различного сочетания работающего оборудования. Для определения дефектных тепловыделяющих сборок (ТВС) по топливу предложена методика поиска негерметичных ТВС на базе разработанного метода относительного взвешивания компенсирующих стержней (КС). Определены зависимости коэффициента интерференции системы КС от положения стержней КС в зоне. По результатам опытной наработки радионуклида кобальт-60 в реакторе показана возможность наработки изотопной продукции в промышленных масштабах. Получены основные теплогидравлические характеристики прямоточных секционных парогенераторов (ПГ) «натрий-вода» ПГН-200М для каждой петли с учетом числа отключенных модулей. Изучение температурных режимов ПГ, исследования максимальных тепловых потоков в испарителях и выноса влаги из испарителя позволили установить допустимые (предельные по мощности) возможности ПГ, что обеспечивает устойчивость работы блока БН-600 к отказам отдельного оборудования. Для обеспечения нормальной теплотехнической эффективности ПГ из-за ухудшения теплообмена при прохождении защитного газа по контуру циркуляции определена граница захвата газа из натриевого буферного бака (ББН) в зависимости от режимных параметров контура. Установлены оптимальные продолжительности межпромывочных периодов ПГ. В зависимости от времени наработки при накоплении значительных отложений в ПГ обнаружено увеличение области гидродинамической неустойчивости. По результатам исследований режимов работы ПГ определены границы области гидродинамической неустойчивости пароводяного потока.

Ссылки

  1. Баканов М.В. Решение научно-технических задач эксплуатации быстрых реакторов – от БН-600 к БН-800. Пленарные доклады МНТК-2014. URL: http://www.reamntk.ru/mediafiles/u/files/2014/Plenar/Nosov_YU.V..pdf (дата обращения 13.06.2025).
  2. Баканов М.В., Потапов О.А. 30-летний опыт промышленной эксплуатации реактора БН-600. Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2011;1:22–26. URL: https://static.nuclear-power-engineering.ru/journals/2011/01.pdf (дата обращения 20.06.2025).
  3. Ошканов Н.Н., Потапов О.А., Говоров П.П. Оценка эффективности работы энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БН-600 Белоярской АЭС за 25 лет эксплуатации. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2005;1:3–9. URL: https://static.nuclear-power-engineering.ru/journals/2005/01.pdf (дата обращения 20.06.2025).
  4. Ошканов Н.Н., Баканов М.В., Потапов О.А. Опыт эксплуатации энергоблока БН-600 Белоярской АЭС. Атомная энергия. 2004;96(5):342–346. URL: https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/3319/3225 (дата обращения 20.06.2025).
  5. Шейнкман А.Г., Карпенко А.И., Лыжин А.А., Зубкова Т.В., Мерзина Е.В. Исследование теплогидравлических характеристик реактора БН-600 Белоярской АЭС. Атомная энергия. 1987;62(6):375–379. URL: https://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t62-6_1987/p375/ (дата обращения 20.06.2025).
  6. Бельтюков А.И., Карпенко А.И., Полуяктов С.А., Ташлыков О.Л., Титов Г.П., Тучков А.М., Щеклеин С.Е. Атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем: учебное пособие. В 2 ч. Ч. 2; под общ. ред. С.Е. Щеклеина, О.Л. Ташлыкова. Екатеринбург: УрФУ, 2013, 548 с. ISBN 978-5-321-02323-5.
  7. Тучков А.М. Нестационарные процессы и пространственные возмущения в активной зоне интегрального натриевого реактора большой мощности (на примере Белоярской АЭС): диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук 05.14.03. Заречный: Белоярская АЭС, 2000, 113 с.
  8. Шейнкман А.Г., Бельтюков А.И., Выломов В.В., Карпенко А.И., Лыжин А.А., Смирнов М.В., Халецкий Э.Э. Эксплуатационные исследования теплогидравлических характеристик парогенераторов энергоблока БН-600. Теплоэнергетика. 1989;12:15–18.
  9. Бельтюков А.И. Оптимизация и разработка новых режимов эксплуатации секционного парогенератора «натрий – вода» (на примере энергоблока БН-600): диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук 05.14.03. Заречный: Белоярская АЭС, 2000, 154 с.
  10. Говоров П.П. Гидродинамическая устойчивость секционных парогенераторов с натриевым обогревом (на примере энергоблока № 3 Белоярской АЭС: диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук 05.14.03. Заречный: Белоярская АЭС, 2000. – 115 с.

секторная модель течения мощность реактора теплогидравлика эффекты реактивности активная зона эффективность стержней системы управления и защиты (СУЗ) наработка изотопов парогенератор гидродинамическая неустойчивость

Ссылка для цитирования статьи: Бельтюков А.И., Говоров П.П., Карпенко А.И., Носов Ю.В., Ошканов Н.Н., Тучков А.М., Щеклеин С.Е. Обеспечение научно-технической поддержки эксплуатации энергоблока БН-600. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2025. – № 3. – С. 60-73. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2025.3.04 .

Открыть PDF файл