Publication: Обеспечение научно-технической поддержки эксплуатации энергоблока БН-600
Дата
2025
Авторы
Бельтюков, А. И.
Говоров, П. П.
Карпенко, А. И.
Носов, Ю. В.
Ошканов, Н. Н.
Тучков, А. М.
Щеклеин, С. Е.
Journal Title
Известия вузов. Ядерная энергетика
Journal ISSN
Volume Title
Известия вузов. Ядерная энергетика
Издатель
НИЯУ МИФИ
Аннотация
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.
Описание
Ключевые слова
Гидродинамическая неустойчивость , Парогенератор , Наработка изотопов , Эффективность стержней системы управления и защиты (СУЗ)
неустойчивость , Активная зона , Эффекты реактивности , Теплогидравлика , Мощность реактора , Секторная модель течения
Цитирование
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