19 июля 1972 года газета "Правда" сообщила об энергетическом пуске первой в мире атомной электростанции на быстрых нейтронах двухцелевого назначения.
Шевченковская АЭС — крупнейшая в мире (на 1978 год) опытно-промышленная энергетическая установка с реакторами на быстрых нейтронах, позволяет учёным решить ряд проблем ядерной энергетики.
В середине прошлого века руководство СССР приняло решение о сооружении на Мангышлакском полуострове атомного реактора для обеспечения опреснённой водой и электроэнергией предприятий города Шевченко. Реактор получил название БН250, с 1965 года — БН350.
Запущенное в 1972 году производство стало первой атомной опреснительной установкой в мире, а Мангышлакский энергозавод (он же Шевченковская АЭС) — первой в мире атомной станцией с реактором на быстрых нейтронах.
В 1960 году в обнинском Физико-энергетическом институте подготовили техническое задание на разработку проекта установки с реактором на быстрых нейтронах и натриевым теплоносителем тепловой мощностью 1000 МВт. Для проекта БН была выбрана петлевая компоновка, при которой основное оборудование контура располагалось в отдельных корпусах, соединенных между собой трубопроводами, и трехконтурная схема теплоотвода: натрий-натрий-пар/вода.
Разработку установки поручили ОКБ Горьковского машзавода (ОКБМ), в апреле 1960 года для проектирования реактора на быстрых нейтронах там был создан специализированный отдел «М».
ОКБ «Гидропресс» отвечало за разработку теплообменников натрий-натрий и парогенераторов. Генеральным проектантом реакторной установки стал ВНИПИЭТ.
25 августа 1960 года вышло постановление Совета Министров СССР, а неделю спустя и приказ отраслевого министра о разработке промышленного двухцелевого атомного реактора на быстрых нейтронах тепловой мощностью 1000 МВт.
На морском побережье
Для строительства новой АЭС выбрали площадку на полуострове Мангышлак — в 3,5 км от побережья Каспийского моря. В состав АЭС входил реактор БН250, ТЭЦ и опреснительная установка. АЭС была рассчитана на электрическую мощность 150 МВт и производство 120 тыс. м3 пресной воды в сутки. Все это вместе именовалось Мангышлакским энергозаводом (он же Шевченковская АЭС, он же Мангышлакский атомный энергокомбинат).
Планировалось, что реактор без переделки активной зоны сможет работать в различных режимах с использованием в качестве горючего урана235 и плутония, однако затем от использования плутония отказались.
Параметры Мангышлакской АЭС выбирались с определенной осторожностью, гарантирующей безопасную работу установки. Вместе с тем на нее возлагалось решение ряда задач, нацеленных на улучшение будущих, более мощных реакторов: увеличение глубины выгорания, энергонапряженности, температуры теплоносителя, экспериментальная отработка твэлов…
Одно из преимуществ жидкометаллического теплоносителя — возможность использования паротурбинных установок обычной теплоэнергетики, так как в связи с высокой температурой теплоносителя давление и температура пара перед турбиной могут быть существенно выше, чем для турбины на АЭС с водным теплоносителем. С этой точки зрения параметры пара для АЭС с БН250 могли быть выбраны существенно более высокими. Однако важно было получать большое количество опресненной морской воды для промышленности и бытовых нужд, а также для теплоснабжения города Шевченко. Это привело к необходимости использовать противодавленческие турбины из числа выпускаемых турбостроительными заводами, что и определило заниженные параметры пара для АЭС с БН250.
По проекту, перегретый пар, вырабатываемый шестью парогенераторными установками, поступал в общий паропровод, а из него на три турбины мощностью по 50 МВт. Таким образом, АЭС с БН250 стала трехцелевой электростанцией, которая решает вопросы снабжения электроэнергией, теплом и дистиллятом.
Особенности проекта
Защита технического проекта БН250 состоялась в 1964 году. По проекту основные узлы реактора были расположены в баке переменного диаметра, заполненном натрием (около 165 м3). Охлаждающий натрий температурой 300 °C по шести напорным трубопроводам поступал снизу бака в напорный коллектор. Проходя через реактор, натрий нагревался до температуры около 500 °C, после чего откачивался из бака насосами через теплообменники. Камера напорного коллектора была снабжена решетками, в которых крепились кассеты с топливными элементами.
Активная зона состояла из 211 центральных кассет. Еще 500 периферийных кассет из двуокиси обедненного урана образовывали боковую зону воспроизводства. Объем активной зоны составлял около 2 м3 при энергонапряженности 500 кВт/л. Диаметр активной зоны — 1,5 м, высота — 1,06 м, при этом максимальная скорость натрия в активной зоне не превышала 10 м/с. Конструкция реактора позволяла увеличивать или уменьшать размеры активной зоны.
Первый контур установки включал в себя шесть автономных петель циркуляции теплоносителя, пять из которых работали в номинальном режиме, а шестая находилась в резерве. В состав каждой петли входили вынесенные за пределы корпуса реактора промежуточные теплообменники и установленные на холодной части петли главные циркуляционные насосы первого контура с баком слива протечек. Любая петля первого контура могла быть отсечена от бака реактора с помощью двух запорных задвижек, расположенных на напорной и сливной ветках основного трубопровода. Трубопроводы на участках от реактора до задвижек заключили в страховочные кожухи. На напорной ветке каждой петли первого контура имелся обратный клапан, блокирующий расход натрия через петлю при остановке насоса.
Система управления и защиты реактора состояла из двух борных стержней автоматического регулирования, трех борных стержней аварийной защиты, одного борного стержня компенсации реактивности и шести компенсирующих пакетов.
С первым паром
Строительство реакторного здания началось в 1964 году. В качестве материала биологической защиты вне реактора использовали железорудный концентрат, графит, сталь, бетон.
Корпус реактора представлял собой сварную крупногабаритную конструкцию высотой 12 м и диаметром около 6 м с коническим днищем, его собирали на специальном стапеле рядом со зданием АЭС. Сборка завершилась в октябре 1968 года.
На начало 1971 года были смонтированы корпуса насосов, теплообменников, парогенераторов. К маю 1972 года ввели в эксплуатацию вспомогательные системы, обеспечивающие работу основных контуров установки: натрий-калиевая система охлаждения холодных ловушек первого и второго контуров, системы электрообогрева оборудования и трубопроводов и охлаждения биологической защиты реактора.
28 ноября 1972 года в 15:00 была зарегистрирована цепная реакция, реактор был выведен в надкритическое состояние и заглушен.
29 ноября 1972 года состоялся официальный физический пуск БН350, а 16 июля 1973 года — энергопуск. Реактор был выведен на мощность 203 МВт, пар был направлен на турбогенератор № 5 ТЭЦ2, выданы первые киловатты электрического тока в энергетическую систему полуострова Мангышлак.
Дело — в трубе
В период пусковых работ и первый период освоения установки наблюдались неполадки, отказы некоторых узлов и элементов. Причиной части из них был недостаток опыта эксплуатационного персонала и наладчиков. Причиной других — не всегда правильная оценка проектантами и конструкторами реальных условий эксплуатации, влияния масштабного фактора, а также просто ошибки. Например, неправильная оценка температурного режима оборудования приводила к осаждению натриевых паров в узких зазорах. А это, в свою очередь, вызывало затруднения при пуске главного циркуляционного насоса (ГЦН) первого контура после длительной стоянки или при вращении поворотных пробок реактора. Но персоналу удавалось оперативно определять причины отказов и устранять неполадки.
На первых этапах эксплуатации уровень мощности РУ БН350 ограничивали из-за неудовлетворительной работы парогенераторов, а впоследствии еще и по условиям обеспечения надежного расхолаживания. После проведения экспериментов по аварийному расхолаживанию реактора при потере системного энергоснабжения было установлено, что нормальное протекание процесса обеспечивается с уровня мощности 750 МВт. В дальнейем этот уровень мощности реактора не превышали.
За 10 лет эксплуатации не было ни одного случая утечки натрия в первом контуре, во втором были зафиксированы две течи объемом не более 20 л. Единственный крупный дефект проявился в неоднократном нарушении межконтурной плотности в парогенераторах, которое впервые было обнаружено в сентябре 1973 года. Основная причина инцидентов — низкое качество изготовления и сварки нижних концевых деталей теплопередающих труб. После окончания ремонта поврежденных парогенераторов в 1975 году мощность реактора была увеличена до 520 МВт, в марте 1976 года — до 650 МВт, а в сентябре 1980 года — до 700 МВт (тепл.), что обеспечивало электрическую мощность 125 МВт и ежесуточное производство 85 тыс. т дистиллята.
Коэффициент использования времени реакторной установки к 1977 году составил 86 %.
В мае 1980 года один проектный парогенератор был заменен на новый микромодульный парогенератор конструкции и производства ЧССР. В июне 1982 года заменили и второй.
В процессе эксплуатации было зафиксировано значительное количество негерметичных твэлов первой загрузки по выходу газообразных продуктов деления. Хотя их число и не превышало проектных величин, это создавало определенные трудности при ремонтных работах.
Жертва разоружения
Реактор БН350 продемонстрировал простоту и надежность эксплуатации. Он, как никакой другой, оказался устойчивым в управлении в связи с большим отрицательным коэффициентом реактивности при подъеме мощности. Эксплуатационный персонал вмешивался в работу реактора, как правило, не чаще одного раза в сутки для компенсации эффекта реактивности, связанного с выгоранием топлива.
Мангышлакская АЭС с БН350 стала первой в мире установкой с энергетическим реактором на быстрых нейтронах. Опыт ее создания, сооружения, наладки и эксплуатации в дальнейшем позволил понять и решить многие проблемы АЭС с реакторами типа БН.
В июле 1993 года закончился проектный срок службы реактора, определенный в 20 лет. После этого ежегодное продление срока эксплуатации установки проводили на основе анализа фактического состояния основного оборудования и систем, определения их остаточного ресурса и при необходимости замены элементов с выработанным ресурсом.
На реакторе БН350 была обоснована возможность использования быстрых реакторов, наряду с выработкой электрической энергии и опреснением морской воды, для эффективного выжигания наиболее потенциально опасной части радиоактивных отходов атомной энергетики — долгоживущих актиноидов. Для этого в БН350 были испытаны 16 сборок со смешанным уран-плутониевым топливом и 10 — с металлическим. Результаты испытаний оказались положительными. Тем самым была доказана возможность радикального решения проблемы сжигания и захоронения радиоактивных отходов атомной энергетики.
За время эксплуатации БН350 не произошло ни одного ядерного или радиационного инцидента. Однако на реакторе потенциально можно было нарабатывать оружейный плутоний239, и именно этот фактор стал решающим при закрытии проекта в 1997 году. Казахстан к этому моменту выдвинул ряд антиядерных инициатив, и руководство страны приняло принципиальное решение остановить реактор.
Постановлением правительства Республики Казахстан реактор БН350 был снят с эксплуатации 22 апреля 1999 года. После остановки реактора был разработан план первоочередных мероприятий по выводу его из эксплуатации, состоящий из пяти частей. Первая — обращение с топливом, вторая — с жидкими радиоактивными отходами, третья — с твердыми радиоактивными отходами, четвертая — обращение с натрием первого и второго контуров и последняя — поддержание здания и сооружений в исправном состоянии.
Здесь выдают
ставки
ставки
Поделитесь записью с друзьями
Посмотреть ещё 9 фотографий
Дети играют в прятки.
© 2008‒2025 Социально‐развлекательная сеть «Фотострана». Пользователей: 24 140 817 человек
ООО «Фотострана» ОГРН: 1157847426076 ИНН: 7813238556
Адрес: 197046, РФ, г. Санкт-Петербург, муниципальный округ Посадский вн. тер. г., Певческий пер., д. 12, литера А, пом. 3-Н, ч. пом. 3
Email: support@fotostrana.ru
Основной ОКВЭД - 63.11.1 Деятельность по созданию и использованию баз данных и информационных ресурсов
Виды деятельности в соответствии с перечнем видов деятельности в области информационных технологий, утвержденным приказом Минцифры РФ от 11 мая 2023 г. № 449 - 1.01. и 2.0
Информация об используемых языках программирования, наименованиях фреймворков, программного обеспечения:
Языки: PHP, C++, С, Python, Go, JavaScript, TypeScript, Java, Kotlin, Swift
Фреймворки: Slim, Vue.js, React
Информация о реализуемом (разрабатываемом) программном обеспечении и о стоимости прав на неактивированные данные и команды через виртуальные ценности Фотомани доступна здесь и здесь
Информация, позволяющая идентифицировать программы для электронных вычислительных машин и баз данных, включенной в единый реестр российских программ для электронных вычислительных машин и баз данных (далее – реестр) в реестре, а также способы предоставления прав использования такой программы размещена здесь
Следующая запись: Юные строители московских высоток. СССР, 1970-е
Лучшие публикации