POKROKY V SODÍKOVÉ TECHNOLOGII, MĚŘENÍ A DIAGNOSTICE RYCHLÝCH REAKTORŮ

Transkript

1 Ústav jaderného výzkumu Řež I.'i I S - m f b ó 0 POKROKY V SODÍKOVÉ TECHNOLOGII, MĚŘENÍ A DIAGNOSTICE RYCHLÝCH REAKTORŮ Ústřední informační středisko pro jaderný program Praha 1984

2 Ústav jaderného výzkumu Řež POKROKY V SODÍKOVÉ TECHNOLOGII, MĚŘENÍ A DIAGNOSTICE RYCHLÝCH REAKTORŮ Ústřední informační středisko pro jaderný program Praha 1984

3 Pokroky v sodíkové technologii, měřeni a diagnostice rychlých reaktorů Výběr referátů ze tří mezinárodních setkání odborníků: Kontrolní a měřicí přístroje a diagnostické systémy rychlých reaktorů. RVHP, NDH, duben Zkušenosti v oblasti jaderné energetiky. MAAE, Rakousko, září Problémy technologie a koroze v sodíkovém chladivú a ochranném plynu. RVHP, NDR, duben Editor: Ing. Vlastimil šulc, CSc, předseda komise pro smyčky a sodíková zařízení. Vydal Ústav jaderného výzkumu Řež, smyčková komise, v Ústředním informačním středisku pro jaderný program Praha 5 - Zbraslav, Vedoucí vydavatelského useku ÚISJP ing. Oldřich Suchánek. Účelová publikace pro pracovníky jaderného programu v oblasti sodíkové technologie a komponent rychlých reaktorů. Náklad 150 ks

4 iíľi/.voj A ZKUŠENOSTI Z PROVOZU RYCHLÝCH REAKTORU V SOVĚTSKÉM SVAZU Kazačkovskij, O.D., Meškov, A.G. a d. :'KLSENOSTI ZE SPOUŠTĚCÍCH PRACÍ A VÝSLEDKY PROVOZU BĚLOJARSKÉ JADERNÉ ELEKTRÁRNY M.ulyšev, V.M., Mitěnkov, F.M. a d. 20 ZAJIŠTĚNÍ BEZPEČNOSTI JADERNÝCH ELEKTRÁREN S RYCHLÝMI SODÍKEM CHLAZENÝMI REAKTORY V SOVĚTSKÉM SVAZU Baqdasarov, J.E., Kočetkov, L.A. a d. 26 ZKUŠENOSTI V OBLASTI SODÍKOVÉ TECHNOLOGIE ZÍSKANÉ NA RYCHLÝCH REAKTORECH PROVOZOVANÝCH V SOVĚTSKÉM SVAZU Karpov, A. V., Archipov, V.M. a d. 34 vilemické A RADIOCHEMICKÉ VLASTNOSTI SODÍKOVÉHO CHLADIVÁ Koi.ovalov, E.J., Oastov, A. I. ad. 43 ^rštľní SODÍKOVÉHO CHLADIVÁ CHLADNÝMI A HORKÝMI JÍMKAMI A ČIŠTĚNÍ OCHRANNÉHO PLYNU Subbotin, V.I., Kozlov, F.A. a d. 56 ZKUŠENOSTI A NORMÁLNÍ ÚKOLY KONTROLY A DIAGNOSTIKY RYCHLÝCH, SODÍKEM CHLAZENÝCH REAKTORO V OBDOBÍ OSVOJOVÁNÍ PROVOZU HLAVNÍCH BLOKŮ Kočetkov, L.A., Petrenko, A.A.. 71 SMĚRY A NEJDŮLEŽITĚJŠÍ VÝSLEDKY VÝZKUMNÝCH PRACÍ V DIAGNOSTICE PROVÁDĚNÉ NA RYCHLÉM REAKTORU BOR - 60 Af anas jev, V. A., Adamovskij, L.A. a d. 76 PROKÁZANÁ VNITŘNÍ A PROVOZNÍ BEZPEČNOST PROTOTYPOVÉHO RYCHLÉHO REAKTORU PFR Smedley, J.A., Gregory, C.V. a d. 83 VYUŽÍVANÍ PARAMETRŮ TECHNOLOGICKÉ KONTROLY K DIAGNOSTICE ANOMÁLIÍ RYCHLÝCH SODÍKEM CHLAZENÝCH REAKTORŮ Afanasjev, A.V., Jefiraov, V.N. a d. s 91 DIAGNOSTIKA MÍSTNÍCH ANOMÁLIÍ V RYCHLÉM REAKTORU, CHLAZENÉM SODÍKEM Jefimov, V.N., Afanasjev, V.A. a d. 104 SMĚRY A CÍLE PROVOZNÍ DIAGNOSTIKY PARNÍCH GENERÁTORŮ SE SODÍKOVÝMI TEPLONOSITELI Mátal, o., Bánovec, J. a d. 121 DIAGNOSTICKÝ SYSTÉM VNITRNÍ NETĚSNOSTI ČLÁNKOVÝCH PARNÍCH GENERÁTORŮ Bánovec, J., Mátal, O. a d. 126 DIAGNOSTICKÉ PRVKY A PROVOZNÍ MĚŘENÍ NA II. EXPERIMENTÁLNÍM PG 30 MW PRACUJÍCÍM NA JADERNÉ ELEKTRÁRNĚ BOR - 60 Mátal, O., Tomeš, V. a d. 132 PROVOZNÍ ZKUŠENOSTI SYSTÉM0 PRO ZJIŠŤOVÁNÍ NETĚSNOSTÍ PARNÍCH GENERÁTORŮ RYCHLÉHO REAKTORU BN POMOCÍ KONTROLY VODÍKU Kozlov, F.A., Kozub, P.S. a d. 137 VÝZKUM ÚČINNOSTI HYDRODYNAMICKÝCH ZPŮSOBŮ INDIKACE PRŮNIKŮ VODY DO SODÍKU U MODULOVÉHO PARNÍHO GENERÁTORU Pcplavsklj, V.M., BORISOV, V.V. a d. 145

5 ZKUŠENOSTI Z PROVOZU AUTOMATICKÉHO SYSTÉMU INDIKACE PRONIKO Mauersberger, H. 154 KONCEPCE AKUSTICKÉ KONTROLY PARNÍCH GENERÁTORŮ TYPU SODÍK - VODA Pridohl, E. 162 ANALÝZA AKUSTICKÝCH ŠUMU PARNÍHO GENERÁTORU PG - 2 RYCHLÉHO REAKTORU BOR - 60, PROVÁDĚNÁ ZA ÚČELEM SLEDOVÁNÍ MOŽNOSTÍ INDIKACE NETĚSNOSTÍ V GENERÁTORU Sokolov, V.M., Afanasjev, V.A. a d. 169 AKUSTICKÝ SYSTÉM INDIKACE PRONIKU VODY NEBO PÁRY DO SODÍKU V PARNÍM GENERÁTORU Pridohl, E., Henel, G. 192 VÝZKUM A VÝVOJ TERMOELEKTRICKÝCH PREVODNÍKU, SLOUŽÍCÍCH K MĚŘENÍ TEPLOT V RYCHLÝCH SODÍKEM CHLAZENÝCH REAKTORECH Arnoldov, M.N., Kebadze, V.B. a d. 200 VÝVOJ PIEZOELEKTRICKÝCH ZAPUSTITELNÝCH SNÍMAČŮ TLAKU PRO POUŽITÍ V TEKUTÉM SODÍKU Frohlich, K.J. 216 MÍSTNÍ ČIDLO K MĚŘENÍ V TEKUTÉM SODÍKU Uhlmann, G DOSAŽENÉ VÝSLEDKY VE VÝVOJI ELEKTROCHEMICKÝCH BUNĚK, SLOUŽÍCÍCH KE KONTROLE AKTIVITY KYSLÍKU V SODÍKU Kozlov, F.A., Voroběva, T.A. a d. 229 ZKUŠENOSTI Z KORELAČNÍCH MĚŘENÍ PRŮTOČNÉHO MNOŽSTVÍ SODÍKU NA RYCHLÉM REAKTORU BN Adamovskij, L.A., Vysockij, V.G. a d. 239 MĚŘENÍ AKTIVITY UHLÍKU V SODÍKU DIFŮZNÍM ČIDLEM S WUSTITITOU VRSTVOU A PLYNOVOU BUŇKOU S PEVNÝM ELEKTROLYTEM Kozlov, F.A., Zagorulko, J.I. a d METODIKA HLEDÁNÍ DEFEKTU NA ZÁKLADĚ ANALÝZY DYNAMICKÝCH SIGNÁLB Grabner, A., Hessel, G. a d. 255 POUŽITÍ ŠUMOVÉ DIAGNOSTIKY PŘI HLEDÁM PORUCH V NEJADERNÝCH ZAŘÍZENÍCH Grabner, A. 265 VŠEOBECNÁ PRAVIDLA PRÁCE S ALKALICKÝMI KOVY 277

6 PŘEDMLUVA Předkládaná publikace navazuje tematicky na dřívější řadu prací smyčkové komise. Je tvořena výběrem referátů ze tří významných konferencí: 1/ Kontrolní a měřící přístroje a diagnostické systémy rychlých reaktorů. :. RVHP, NDR, duben / Zkušenosti v oblasti jaderné energetiky. MAAE, Rakousko, září / Problémy technologie a koroze v sodíkovém chladivú a ochranném plynu. RVHP, NDR, duben Tematicky je možno je rozdělit do pěti částí: A/ Všeobecné /ref. 1-3/, B/ Technologie /ref. 4-6/, C/ Diagnostika reaktoru /ref. 7-11/, D/ Diagnostika parních generátorů /ref /, E/ Čidla /ref /, s organicky příbuznou částí: Všeobecná pravidla bezpečnosti práce s alkalickými kovy. Publikace je určena jako podkladový materiál semináře k problematice měřících a diagnostických systémů na základě sympozia na toto téma, konaného v roce 1983 v NDR, přičemž do ní byly smyčkovou komisí zahrnuty nejdůležitější všeobecné a technologické poznatky publikované renomovanými zahraničními autory na dalších konferencích, včetně pravidel bezpečnosti práce s alkalickými kovy platnými v SSSR a doporučenými pro ostatní pracoviště RVHP. Materiál má sloužit jak přímo odborníkům pracujícím v oblasti sodíkové technologie a komponent rychlých reaktorů, tak i řídícím pracovníkům v této oblasti. Smyčková komise touto publikací pokračuje v činnosti konstatované v "Analýze stavu sodíkových zařízení a návrhů na opatření ke zlepšení v jejich využití" vypracované pro ČSKAE v prosinci 1983: "Při výstavbě a uvádění do provozu sodíkových zařízení je třeba vysoce hodnotit poradenskou pomoc a výměnu zkušeností organizovanou v rámci smyčkové komise a realizovanou převážně pracovníky ÚJV Rež. Jmenovitě je třeba se zmínit o publikační činnosti smyčkové komise, která v Pracovních materiálech vydávaných v Ústředním informačním středisku pro jaderný program zprostředkovává výměnu zkušeností z pro- jektování, výroby a provozu sodíkových smyček, přístrojového vybavení, otázek bezpečnosti sodíkových zařízení a v poslední době z oblasti měřicích a diagnostických systémů." V. Sulc

7 ROZVOJ A ZKUŠENOSTI Z PROVOZU RYCHLÝCH REAKTORS V SOVĚTSKÉM SVAZU Kazačkovskij, O. D., Meškov, A. G., Mitěnkov, F. M. a d. Anotace V Sovětském soozu byly uvedeny do provozu a únpěšns se provozují dva velké <-xv':rimentálne' průmyslové reaktory s rychlými neutrony s chlazené sodíkem: BN a BIJ - 0OO, Jejich uvedení do provozu bylo logickým završením intenzivního programu vsď'cko výzkumných a experimentálně konstrukcncoh prací zamspěných na sodíkem chlazené rychle reaktory, uskutečňovaného v SSSR od konce čtyřicátých let. Hromadná výstavba rychlých reaktorů umožní vyřelení ohtísi s jaderným palivem u budoucnu. 1. ÚVOD 1.1 Myšlenka realizace reaktorů s rychlými neutrony byla v Sovětském svazu vyslovena koncem čtyřicátých let A. I. Lejpunským. V podstatě této myšlenky spočívá předpoklad výhodnejší, s hlediska fyzikálního, bilance neutronů v reaktoru s tvrdým spektrem. Bylo potřeba více než 20 let intenzivních vědecko výzkumných a experimentálně konstrukčních prací, aby se urazile cesta od fyzikálních domněnek k prvnímu prototypovému reaktoru BN K potvrzení nového směru v jaderné energetice bylo zapotřebí pádných důkazů předností rychlých reaktorů ve srovnání s jednoduššími typy termálních reaktorů, které již do této doby prokázaly své ííspěchy, ale které také vyžádaly ohromné úsilí, aby rychlé reaktory zaujaly své oprávněné místo v celém systému jaderné energetiky, do této doby spočívající na termálních reaktorech. Bylo potřeba vyřešit řadu principielních problémů v oblasti fyziky, sdílení tepla a přenosu hmoty, materiálového výzkumu, chemie a ekonomiky. Bylo potřeba času k tomu, aby se zřetelněji prokázala nezbytnost rozvoje rychlých reaktorů. 1.2 Mezi nejdůležitějšími otázkami, které bylo nutno vyřešit v těchto létech, je třeba podtrhnout následující: - Jakou reálnou hodnotu součinitele reprodukce je možno dosáhnout v budoucích energetických reaktorech velkých rozměrů? - Jaká varianta /konstrukce/ reaktoru zajistí dosažení optimální hodnoty součinitele reprodukce? - Bude možno zajistit nezbytnou bezpečnost rychlých reaktorů a bude vůbec možno řídit /automaticky a/nebo ručně/ takovýto reaktor? - Jaký měrný energetický výkon je nutno dosáhnout a jaké chladivo vyhovuje nejlépe požadavkům rychlého reaktoru? - Které konstrukční a palivové materiály mohou vyhovovat požadavkům rychlých reaktorů? - Nakolik je reálné průmyslové chemické zpracování ozářeného paliva a průmyslová výroba palivových kazet na b<?zi plutonia a jaké budou ztráty paliva při této výrobě? - Jaké jsou zásoby přírodního jaderného paliva a jakou dobu má společnost k dispozici do začátku hromadné výroby reaktorů s rychlými neutrony? 1.3 K tomu, aby bylo možno odpovědět na tyto otázky bylo zapotřebí pracného tiailí teoretiků i experimentátorů, bylo zapotřebí vybudovat velikou experimentální

8 základnu. K tomu účelu byly postaveny: - tepelně technické, hydrodynamické a materiálové stendy, na kterých se prováděly výzkumné práce v oboru teplotechniky, hydrodynamiky a materiálového výzkumu tekutých kovů jako reaktorových chladiv /sodík, sodík-draslík, rtut/, - chemické technologické stendy sloužící k vyřešení problémů kontroly a čistění těchto chladiv, - fyzikální stendy /BR - 1, BFS - 1, BFS - 2, Kobra/ sloužící ke studiu fyzikálních problémů. Byly rozvinuty práce s palivem a celým palivovým cyklem. Společná práce teoretiků a experimentátorů umožnila podstatně upřesnit počáteční představy a získat přesvědčivé důkazy o perspektivnosti tohoto směru. Potom bylo nutno přejít k následující etapě prací - postavení experimentálních reaktorů a zahájení projekčních prací na prototypových reaktorech. 1.4 Výstavba výzkumných reaktorů BR - 2 /v roce 1956, výkon 100 kw, chladivo rtut/, BR - 5 /v roce 1958, 5 MW, sodík/ a experimentálního energetického reaktoru BOR - 60 /1969, 60 MW, sodík/ - to byla mimořádně důležitá etapa v historii rychlých reaktorů. Komplex výstavby a provoz těchto reaktorů umožnily definitivně se přesvědčit o základních řešeních pro demonstrační reaktory BN a BN - 600: kysličníkové aktivní zóně, sodíkovém chladivú, husté mříži palivových článků v palivových kazetách. Byly získány velmi cenná zkušenosti s provozem sodíkových radioaktivních okruhů. Mohlo se přistoupit k zahájení hromadných radiačních experimentů a výzkumu různých konstrukčních materiálů a druhů paliva /směsné kysličníky, karbidy a karbo - nitridy/ a ke zkouškám parních generátorů. Byly získány důkazy o možnosti rozšířené reprodukce jaderného paliva na základě již prověřených řešení aktivní zóny se součinitelem reprodukce 1,30-1,45. Byly nashromážděny velice užitečné zkušenosti s přechodovými režimy a otázkami bezpečnosti. Byly získány důkazy o vysokém stupni bezpečnosti a dobré ovladatelnosti sodíkem chlazených rychlých reaktorů. V celkovém výsledku toto vše umožnilo na základě potřebného podložení přejít bez přerušení k projektovým pracem na demonstračních reaktorech, k postupnému řešení problémů spolehlivosti a hospodárnosti a vědecko technickým otázkám, které jsou ve značné míře spojeny s reaktory velkých výkonů: otázkám palivového cyklu, prověření různých koncepcí uspořádání reaktoru, prověření různých konstrukcí komponent, zvláště parních generátorů. 2. ZKUŠENOSTI Z PROVOZU EXISTUJÍCÍCH SODÍKEM CHLAZENÝCH RYCHLÝCH REAKTORB V SOVĚTSKÉM SVAZU Současná etapa rozvoje sodíkem chlazených rychlých reaktorů v SSSR je charakterizována nashromážděním zkušeností z práce třech líspěšně fungujících energetických reaktorů: experimentálního BOR - 60 a dvou velkých průmyslových BN a BN - 600, avšak pokračuje také provoz výzkumného reaktoru BR V této kapitole uvedeme pouze výsledky za poslední léta, protože dřívější informace byly publikovány již několikrát /I/, /2/. 2.1 Reaktor BR - 10 V období let 1973 až 1979 byl reaktor provozován na výkonnové drovni do 7,5 MWi jako paliva bylo přitom použito kysličníku plutoničitého PuO 2.

9 1. října 1979 byl reaktor odstaven k provedení generální opravy. K tomuto datu dosáhlo maximální vyhoření paliva 14,2 %. Všechny standardní i experimentální palivové kazety byly vyjmuty z reaktoru a prověřeny na hermetičnost povlaků palivových článků. Podle předběžných údajů došlo přibližně u jednoho procenta článků k poruše hermetičnosti povlaků. Nicméně tato skutečnost neovlivnila splnění naplánovaného programu a následujícího provedení prací při opravách. Po vypuštění sodíku z primárního okruhu byl okruh již potřetí ve své historii vymyt s použitím plynu a páry s konečným vymytím destilátem vody. V různých místech primárního okruhu byly vyříznuty vnorky/ které potvrdily uspokojivý stav materiálu /ocel OChl8N9T/ okruhu. K okamžiku odstavení byla hlavní nádoba reaktoru ozářena integrální dávkou neutronů 8.10 l/cm, což odpovídá přibližně 40 posunutí/atom. Měření ukázala, že v místě maximální fluense se zvětšil průměr centrální trubky o 3,10 ± 0,27 mm, což odpovídá napuchání oceli av/v = 2,8 %. Veliká fluense, kterou obdržel materiál nádoby reaktoru, byla také jednou z hlavních příčin odstavení reaktoru za účelem opravy a výměny nádoby. Pomocí specielně vyvinutého vybavení a ochranných prostředků byla existující nádoba odříznuta od primárního okruhu a vytažena ze šachty reaktoru. Při opravě se předpokládá také výměna části základního vybavení /chladná jímka, čerpadlo/, systému kontroly a řízení, systému elektrického ohřevu a systému havarijního dochlazování. Ke konci roku 1981 byla nová nádoba reaktoru umístěna do šachty a úplně připojena k primárnímu okruhu. Práce na generální opravě reaktoru pokračují. Jako následující zavážka paliva do aktivní zóny reaktoru BR - 10 se připravuje komplet palivových kazet s nitridem uranu. 2.2 Reaktor BOR - 60 V posledních létech na reaktoru BOR - 60: - byl realizován rozsáhlý výzkumný materiálový program, provádělo se intenzivní sledování vlivu radiace na chování austenitických a feriticko - martensitických ocelí, palivových a absorbčních materiálů, - prováděly se zkoušky mikromodulového parního generátoru vyvinutého a vyrobeného v ČSSR / /, od roku 1978 se provádí zkoušky modelu ve velkém měřítku parního generátoru BN - 600, v roce 1981 byly zahájeny zkoušky tak zvaného obráceného parního generátoru, který je také dílem odborníků čssrs pokračují sledování systémů kontroly a bezpečnosti parních generátorůj - byl vypracován program, experimentální zařízení a byly provedeny experimenty s varem sodíku v aktivní zóně /při těchto výzkumných pracech spolupracovali odborníci z Německé demokratické republiky/j pokračují práce zaměřené na výzkum chování radioaktivních prqduktů koroze a štěpných produktů v okruhu, byly sledovány metody čistění sodíku primárního okruhu od nuklidů s radiač- ního hlediska nejvíce nebezpečných. Poslední výzkumy byly ukončeny vývojem konstrukce jímky na bázi grafitu, která absolvovala zkoušky na reaktoru BOR - 60 a potom i na BN Průtok sodíku jímkou na reaktoru BOR - 60 umožnil odstranit z okruhu přibližně 20 TBk /54O Cu/ cesia a snížit přibližně 2,6 krát pozadí gama záření v boxech primárního okruhu /3/. Mezi celkovými úspěchy v oblasti materiálového výzkumu je třeba si povšimnout osvojení vibrační technologie výroby palivových článků. Tato technologie je zajímavá z hlediska vytvoření automatizovaného procesu výroby palivo-

10 vých článků ze smíšeného uran - plutoniového paliva. To si vyžádalo provedení rozsáhlého komplexu technologických výzkumů, jmenovitě: - objasnění podmínek realizace potřebné hustoty smíšeného paliva a rovnoměrnosti rozložení kysličníku plutoničitého ve směsi kysličníků, - studium dynamiky strukturních změn ve sloupci paliva vytvořeném zasypáním a vibračním zhutněním během zvýšení výkonu reaktoru, - studium přerozdělování palivových komponent po výšce a poloměru palivového článku během dlouhodobých zkoušek těchto palivových článků, - studium teplotního režimu palivových článků, - studium napuchání palivových článků při radiaci, - studium uvolňování plynů /4/. V důsledku provedeného cyklu výzkumných prací se došlo k přesvědčení, že palivové články vyrobené ze směsi kysličníků vibrační technologií, mohou zajistit stejný měrný výkon aktivní zóny a stejné vyhoření jako palivové články vyrobené technologií tabletizace. K definitivnímu prověření těchto předběžných závěrů je zaměřen další program. Podle tohoto programu byl v roce 1981 vyroben soubor palivových kazet na bázi smíšeného paliva pomocí vibrační technologie a tyto palivové kazety byly založeny do reaktoru BOR K vyjasnění perspektiv zvýšené reprodukce v rychlých, sodíkem chlazených reaktorech mají velký význam experimenty prováděné na reaktoru BOR - 60 s kovovým palivem. Výzkumné práce s kovovým uranovým a uran plutoniovým palivem byly zaměřeny na vyřešení dvou známých problémů, souvisejících s používáním kovového paliva v rychlých reaktorech: velkého napuchání kovového paliva a značně intenzivní reakce kovového paliva s povlakem. Výsledkem dlouholetých prací zaměřených na vyřešení těchto problémů bylo dosaženo pokroku /4/. V reaktoru BOR - 60 byl proveden velký počet zkoušek experimentálních palivových článků s kovovým palivem. V experimentálních palivových článcích s uran plutoniovým palivem bylo dosaženo vyhoření přibližně 6 % při zkušebních podmínkách, které se blížily podmínkám charakteristickým pro rychlé, sodíkem chlazené reaktory současné konstrukce s kysličníkovým palivem. 2.3 Jaderná elektrárna s reaktorem BN Ode dne energetického spuštění BN - 350, prvního průmyslového reaktoru s rychlými neutrony a ve svém období nejvýkonnějšího rychlého reaktoru na světě, uplynulo více než devět let. Jedinou velikou závadou centrály, která měla vliv na celý proces osvojování výkonu elektrárny, byla porucha parních generátorů: několikanásobné narušení těsnosti mezi okruhy /5/. Základní příčinou této závady byla nízká jakost výroby a svárů spodních koncových detailů teplosměnných trubek. V souvislosti se zvláštnostmi cirkulace se strany terciálního okruhu - přirozená cirkulace ve Fieldových trubkách - vyvolávala potíže v prvních obdobích i jakost napájecí vody a zvláště obsah železa /15-20 mkg/kg/. V roce 1975 byly ukončeny opravy všech poškozených /pět ze šesti/ parních generátorů a výkon reaktoru byl zvýšen na 520 MW /t/, v březnu na 65O MW, v září 1980 na 700 MW /t/. Na této výkonové Úrovni /700 MW /t// zajištuje reaktor elektrický výkon 125 MW a kromě toho vyrábí tun destilátu za den. V květnu 1980 byla ukončena montáž a do normálního provozního režimu byl uveden první parní generátor československé konstrukce VtÍEZ Brno. 10

11 Koeficient časového využití za ceió období od spuštění do roku 1977 činil 86 %, při provozu na výkonu 650 MW,'t/ a vyšším činí 88 %, což odpovídá přibližně hodinďm provozu zařízení na výkonu za rok. K ostatním důležitým ekonomickým ukazatelům patří dosažené vyhoření paliva a životnost základního zařízení. Z počátku projektované vyhoření paliva 5 % těžkých jader ve středním průřezu palivových kazet bylo dosaženo v roce V současné době se tento ukazatel ustálil na hodnotě 5,8 % těžkých jader a je určován přípustnými velikostmi změn tvaru šestihranných obálek palivových kazet. Počátečně stanovená životnost větší části nově vyvinutého, nestandardního vybavení byla překročena /s výjimkou výparníku parních generátorů/. Tabulka I uvádí stav v životnosti vybavení k 1. lednu Z této tabulky vyplývá, že veškeré základní vybavení odpracovalo bez výměny přes devět let, včetně všech přehříváků páry parních generátorů. Výparníky parních generátorů po generální opravě také vykázaly značnou životnost bezhavarijního provozu do hodin. Výparníky jednoho standardního parního generátoru odpracovaly bez havárie hodin. V současné době je tento parní generátor demontován a byl předán ke zkouškám: na jeho místo se montuje druhý parní generátor československé konstrukce. Téměř desetileté zkušenosti z provozu potvrzují také vysoký stupeň bezpečnosti reaktoru. Tak za celou dobu provozu se nevyskytl ani jeden případ úniku sodíku z primárního okruhu, v sekundárním okruhu v témže období byly zaregistrovány dva případy úniku sodíku /v systému odběru vzorků a v systému indikace kysličníků/. V žádném z těchto případů nepřesáhl únik sodíku 10 litrů. Exhalace radioaktivních látek do ventilačního komínu jsou podmíněny argonem - 41 a činí =s 7,4. 10 Be/den /20 Cu/den/ a aktivita vypouštěných aerosolů je 10 krát nižší než aktivita argonu. Během provozu došlo k jednomu případu vypadnutí napájecího napětí, přitom všechna ochranná zařízení zareagovala normálně. V posledních létech byla realizována zdokonalení následujících systémů a vybavení: - byly unifikovány geometrické rozměry palivových článků společně s palivovými články reaktoru BtJ /0 6,9 x 0,4 mm/, současně došlo ke zvětšení objemu palivového článku určeného ke koncentraci plynných štěpných produktů, to má za následek snížení tlaku pod povlakem a desetinásobné snížení případů dehermetizace povlaků palivových článků, - byly zdokonaleny řídící tyče a tyče kompenzace reaktivity, zvýšena efektivnost tyčí, prodloužena doba provozu reaktoru na výkonu mezi dvěma následujícími odstaveními za účelem výměny paliva z 55 dnů na 73,5 dnů, - napájení parních generátorů bylo převedeno na vodu s úplným a hlubokým čistěním /odsolováníir./, byl realizován režim komplexního zpracování napájecí vody, - byly zdokonaleny systémy havarijního dochlaiování: zvětšen průtok napájecí vody v případě poruch hlavních čerpadel, bylo smontováno reservní napájecí vedení parních generátorů, - byla provedena rekonstrukce zpětných ventilů na výtlaku čerpadel primárního okruhu. 11

12 Reaktor se v současné době využívá i k experimentálním pracem z oboru fyziky, materiálového výzkumu a sodíkové technologie. Z důležitých prací a isspěchů v této oblasti činnosti je třeba vyzvednout: - cyklus experimentálních prací zaměřených na upřesnění parametrů reprodukce /konverse/, provedená měření umožnila stanovit experimentální hodnotu součinitele konverse 1,05 ± 0,05, což zcela dobře souhlasí s předem uváděnou nominální hodnotou 1,03, - cyklus prací zaměřený na sledování změn tvaru a mechanických vlastností materiálů v podmínkách ozáření vysokými integrálními toky rychlých neutronů) v jednotlivých palivových kazetách bylo dosaženo vyhoření 6,6 % těžkých jader, přitom maximální vyhoření v experimentálních palivových kazetách dosáhlo 7,7 % těžkých jader, sledování změn tvaru vyjmutých palivových kazet na konci kampaně ukázala, že v důsledku radiačního napuchání a radiačního tečení se rozměr šestihranné obálky palivové kazety zvětšil v průměru z 96 mm na 97,2 mm, při prohnutí mm. Tyto a další experimentální práce byly provedeny na reaktoru BN ne ke škodě plánovaným likolům ve výrobě elektrické energie a destilované vody, jejichž splnění je hlavním kriteriem hodnocení činnosti personálu a provozuschopnosti jaderné elektrárny. 2.4 Rychlý reaktor BN Reaktor BN - 600, na rozdíl od reaktoru BN - 350, je zkonstruován v integrálním uspořádání. Průměr pláště reaktoru činí 12,8 m, výška 13,0 m. Kromě toho, na rozdíl od jaderné elektrárny s reaktorem BN - 350, na bloku s reaktorem BN - 600: - jsou použity průtočné modulové parní generátory, - jsou podstatně zvýšeny termodynamické parametry páry a teplotní Úroveň sodíkových okruhů. Projektované charakteristiky bloku s reaktorem BN byly dostatečně podrobně uvedeny v práci /6/. Proto se omezíme jen na nejdůležitější všeobecné závěry, které je možno učinit s přihlédnutím k získaným zkušenostem při výstavbě a spuštění třetího bloku bělojarské jaderné elektrárny. - Montáž nádoby a vnitroreaktorových konstrukcí, včetně primárního okruhu, byly prováděny na montážní ploše. Zkušenosti s výrobou a montáží unikátního zařízení ukázaly, že výstavba takovýchto konstrukcí může být provedena úspěšně a obtíže, které se přitom vyskytují je možno překonat. - Velká koncentrace kovových konstrukcí a zařízeni v reaktorové nádobě vyvolala obavy, jestli nedojde k vibracím vnitroreaktorových zařízení, k nimž je přístup po zaplnění reaktoru sodíkem a zvláště po uvedení reaktoru na výkon, mimořádně ztížen. Proto byla použita konstrukční řešení, která umožnila instalovat velký počet vibračních a napěfcových čidel a byly vypracovány specielní programy poetapové kontroly vibračních charakteristik reaktoru. Výsledkem bylo zjištění, že ani jedno čidlo nezaregistrovalo vibraci vylií n«ž byl práh citlivosti čidla /O,6 mm/. - Mezi problémy sodíkového chladivá si zasluhovaly pozornosti zvláit* dva. Za prvé, zajiitění nezbytné jakosti /s hlediska příměsí i suspenzí/ chladivá, obavy byly i s utesnením objemu reaktoru zvlíití v poslední etapě montážních prací a s velkým objemem svářecích prací uvnitř nádoby. Přijatými 12

13 opatřeními se podarilo uosánnout ;*o zaplnení reaktoru sodíkem a zapnutím cirkulačních čerpadel, teplotu ucpávání v rozmezí C. Za druhé, zajištění bezpečnosti při příjmu, ciitění a přečerpáváni tun sodíku ze železničních cisteren do primárního a sekundárního okruhu reaktoru. S uspokojením je třeba poznamenat, že za celou dobu provádění zmíněných prací se sodíkem, jakož i pří provádění spouštěcích a seřizovačích prací, došlo pouzu k jednomu případu úniku sodíku těsněním demontovatelnéhc úseku mezi cisternou a sodíkovým potrubím a bylo zjištěno několik kapkovitých úniků skrz těsnění sodíkových šoupátek parních generátorů. Nikdo z personálu neutrpěl zranění. - Za účelem upřesnění fyzikálních charakteristik reaktoru byl připraven a uskutečněn program fyzikálního spuštění a fyzikálních měření. Výsledkem bylo upřeš není kritické vsázky, fyzikální "váha" tyčí a palivových kazet, byla provedena měření rozložení měrného vývinu tepla po objemu aktivní zóny, stanoveny koeficienty reaktivity potřebné k provozu. Měření ukázala velmi dobrý souhlas fyzikálních parametrů se jmenovitými. 0 něco nižší než byla projektová hodnota se ukázala efektivnost ochranných tyčí reaktoru, avšak i tak zcela zaručuje bezpečnost provozu reaktoru. Byl také zjištěn určitý nesouhlas teplotního a výkonového efektu. Provedený soubor fyzikálních měření umožnil přejít k energetickému spuštění reaktoru a následujícímu osvojení pracovních režimů a výkonu reaktoru. Nejdůležitější závěry na základě více než dvouletém období provozu zařízení na výkonu je možno shrnout následovně. - Zařízení reaktoru pracuje stabilně a spolehlivě. Provozní charakteristiky zařízení a okruhů odpovídají v podstatě projektovaným hodnotám. To umožnilo provést plánovité zvýšení výkonu až do 90 % na konci roku 1981 /obr. 1/. Výkonová omezení reaktoru souvisela s přípustnými parametry provozu palivových článků s čerstvým palivem při procesu přechodu aktivní zóny do stacionárního stavu. Stacionární stav aktivní zóny bude dosažen v první polovině roku prosince 1981 byl reaktor vyveden na nominální úroveň výkonu a pracoval na této úrovni po dobu tří dnů za účelem komplexního odzkoušení všech systémů elektrárny. - Zkoušky hydrodynamiky primárního okruhu ukázaly dobrý souhlas projektových charakteristik se skutečností při všech provozních režimech elektrárny. Měření průtoku sodíku palivovými kazetami a tyčemi systému řízení a ochrany pomocí průtokoměrného zařízení, instalovaného na otočných zátkách ukázala, že palivovými kazetami, na kterých se provádělo měření, protékají množství sodíku, která se dobře shodují s množstvími podle projektu. - V průběhu provozu reaktoru BN se potvrdila nedostatečnost promíchávání relativně "studeného" chladivá, vytékajícího z kazet radiálního pásma reprodukce s "horkým" chladivém, vytékajícím z palivových kazet aktivní zóny. Pozorované vrstevnaté proudění chladivá s různou teplotou má za následek nestabilitu teplot v oblasti termočlánků, instalovaných v mísící komoře reaktoru. V této souvislosti se k účelům regulace reaktoru používají termočlánky, které jsou instalovány nad hlavicemi palivových kazet. - Sledování hydrodynamiky větví sekundárního okruhu ukázala, že hydraulický odpor větví je o něco nižší než jsou projektové hodnoty. Nominální průtočná množství ve větvích se dosahují při otáčkách čerpadel přibližně 720 ot/rain. Vzhledem k tomu byl provozní rozsah otáček čerpadel limitován rozsahem ot/min, což je bez obtíží zajišťováno regulačními systémy počtu otáček čerpadel a systémem řízeni. 13

14 - Provedené výměny paliva ukázaly, že komplex mechanizmů systému výměny paliva /palivových kazet/ umožňuje zajištění výměny potřebného počtu palivových kazet v dálkovém a automatickém režimu ovládání v poměrně krátké době /maximálně jedna hodina na výměnu jedné palivové kazety/. - Spouštěcí a seřizovači práce ukázaly účelnost některých změn v konstrukci výkonných mechanizmů systému řízení a ochrany, číraž se dosáhlo zvýšení jejich spolehlivosti v případě, že by do.šlo k chybným vysunutím úchytů mechanizmů na pevný doraz. Projektové práce pro reaktory BN a BN s přihlédnutím k provozním zkušenostem reaktoru BN prokázaly možnost a účelnost použití unifikovaných konstrukcí výkonných mechanizmů systému řízení a ochrany pro všechny tři reaktory. - V počátečním období provozu došlo k několika případům netěsností v trubkách parních generátorů. Systém kontroly úniků identifikoval netěsnosti v počátečních stadiích jejich vzniku. Rozdělení parního generátoru na sekce a moduly se ukázalo správným, protože při poškození jednotlivých modulů je možnost pokračovat v práci po oddělení poškozených modulů pomocí armatury. Nejpravděpodobnější příčinou netěsností zjištěných v trubkách parních generátorů je rozvoj mikrodefektů ve svarových švech a materiálu trubek v provozních podmínkách. Tyto defekty leží pod mezí citlivosti přístrojů kontrolujících jakost materiálů při výrobě. V této souvislosti vzniká nutnost zvýšení citlivosti prostředků ke kontrole materiálů a konstrukčních opatření ke snížení tepelně cyklických napětí v pracovních podmínkách. - Pro počáteční období provozu byly s přihlédnutím ke konstrukci palivových kazet a použitých materiálů stanoveny maximální hodnoty vyhoření paliva v zóně nízkého obohacení 5 % těžkých jader a v zóně vysokého obohacení 7 % těžkých jader. Při dosažení uvedených vyhoření paliva nevznikaly obtíže při výměnách palivových kazet, vyvolané radiačními jevy napuchání a tečení konstrukčních materiálů. K dosažení vyššího vyhoření paliva se uvažuje použití obálkových trubek palivových kazet a povlaků palivových článků zpracovávaných za studena a také určité změny rozměrů palivových článků a palivových kazet ke zvýšení kompenzační schopnosti aktivní zóny reaktoru vůči radiačním změnám tvaru materiálů. Plánuje se také použití nových radiačně stabilnějších konstrukčních materiálů, což umožní dále zvýšit vyhoření paliva a tím zároveň zlepšit ekonomické ukazatele jaderné elektrárny. Závěrem je možno poznamenat, že nová projektová řešení uplatněná v reaktoru BN - 600: integrální uspořádání reaktoru, konstrukce rozhodujícího vybavení a řešení hlavních systémů se ukázalo správným. Reaktor muže spolehlivě pracovat na výkonových úrovních až do 100 % nominálního výkonu, umožňuje nashromáždění velkých praktických zkušeností, kterých bude použito jak ke zdokonalení vlastního reaktoru BN - 600, tak i u nově konstruovaných reaktorů BN a BN VÝVOJ REAKTOR0 NÁSLEDUJÍCÍ GENERACE 3.1 Úspěšný provoz reaktora BN a BN přinesl reálné důkazy realizovatelnosti, spolehlivosti a bezpečnosti nového perspektivního směru v jaderné energetice. V současné době zpracovávané projekty reaktorových systémů BN a BN jsou určeny k sériovému nasazení. Oba reaktory vycházejí ze zkuienos-

15 ti a úspěchů dosažených jejich předchůdci. Hlavní úkoly, kromě změn měřítek u těchto nových reaktorů spočívají v - dalším zvýšení spolehlivosti zařízení a bezpečnosti jaderné elektrárny jako celku, - zlepšení ekonomických ukazatelů, - zvýšení reprodukce sekundárního paliva. 3.2 V současné době jsou rozpracovány technické projekty reaktorů BN a BN Základní projektové parametry těchto reaktorů, s výjimkou výkonu, jsou analogické. Konstrukční a variační řešení reaktoru 3N jsou z větší části analogická řešením reaktoru BN Je možno konstatovat následující základní konstrukční odchylky reaktoru BN v porovnání s reaktorem BN Je zvětšen objem aktivní zóny v důsledku zvětšení její výšky ze 750 mm na 950 mm a zvýšení počtu palivových kazet. Je použito třípásmové schema vyrovnávání tepelného výkonu v aktivní zóně, což se provádí palivem s různým obohacením. - Jsou zvětšeny mezery mezi obálkami palivových kazet, za účelem dosažení vyššího vyhoření paliva do 10 % těž. jader. - Byl snížen počet zavážecích mechanizmů /instalován jeden mechanizmus namísto dvou/, což bylo umožněno zvýšením počtu otočných zátek na tři namísto dvou u reaktoru BN Byla změněna konstrukce dosedací komponenty nádoby, což umožnilo zvýšit pevnost a odolnost proti vibracím nosného pásu, snížit napětí v části nádoby směrem ke dnu, zmenšit obrysové rozměry a průřezy výkovků a snížit počet svárů. - Je uvažován přídavný systém dochlazování reaktoru vzduchovými chladiči, zařazenými paralelně s hlavní trasou chladivá v sekundárním okruhu. - Bylo změněno schema zapojení parních generátorů v sodíkové části: byl vyřazen sodíkový mezipřehřev páry, namísto něho byl zařazen přehřev ostrou parou v přehřívácích, umístěných ve strojovně elektrárny, byla zmenšena teplosměnná plocha snížením počtu modulů a sekcí parního generátoru /maximálně 20 modulů na jeden parní generátor namísto 24 modulů na reaktoru BN - 600/. Zvýšení elektrického výkonu reaktoru BH se dosahuje při přibližně stejných investičních nákladech jako u reaktoru BN - 600, což je jedním z hlavních faktorů zlepšení ekonomických ukazatelů reaktoru BN Podstatných úspor se dosahuje také tím, že se na reaktoru BN používá velké části instalací vyvinutých pro reaktor BN Reaktor BN se vyvíjí také za účelem zařazení do sériových průmyslových jaderných elektráren vysokého výkonu. Řešení celkového uspořádání a varianty reaktoru je v mnoha směrech shodné s řešeními přijatými o reaktorů BN a BN Reaktor má integrální uspořádání. Vybavení primárního okruhu je umístěno v nádobě reaktoru o průměru přibližně 19 metrů. Dává se přednost uchycení nádoby v horní části k ochranné nosné konstrukci, která zachycuje veškerou váhu vybavení i hmotnost chladivá primárního okruhu. Takovéto řešení si vyžádalo konstrukční řešení stínění, které zajictí ochranu vík nádoby a horního nosného překrytí před působením vysokých teplot a teplotních změn. ts

16 Konstrukční změny v reaktoru BN oproti reaktoru BN souvisí v podstatě se zvýšením výkonu a tomu odpovídajícím zvětšením rozměrů palivových kazet. 3.3 Aby se dosáhlo zvýšení provozuschopnosti reaktorů BN a BN analyzují se aktivně zkušenosti z provozu reaktoru BN a na základě těchto zkušeností se provádí potřebná zdokonalení. Zůstává úkol pokračovat v pracech zaměřených na zvýšení jakosti výroby parních generátorů v celém jejím rozsahu: počínaje volbou materiálů až do kontrolních zkoušek parního generátoru připraveného k dodávce. Předpokládá se, že bude zvláštní pozornost věnována komponentě sváru trubky s trubkovnicí: jak zpracování technologie sváru, tak i metodice následující kontroly. Ačkoliv je jako základní varianta konstrukce parního generátoru pro reaktory BN a BN zvolena modulová koncepce průtočného parního generátoru s přímými trubkami, přesto se propracovávají i další konstrukce parních generátorů. Na této práci se podílejí také odborníci z Československa. Je věnována pozornost zdokonalování systémů kontroly možného úniku vody nebo páry do sodíku v parním generátoru a zvýšení jakosti sodíkových armatur. Jelikož se předpokládá u reaktoru BN použít zařízení s vyššími výkony /například čerpadla/, plánuje se pro vývoj a odzkoušení tohoto vybavení vytvoření nutné experimentální základny. 3.4 Za účelem zvýšení bezpečnosti reaktorů BN a BN se zavádějí dodatečná zdokonalení v elektromechanické a elektronické části systému ochrany reaktoru, - zdokonaluje se kontrola stavu aktivní zóny a prvků ochrany reaktoru, zvláště byla věnována pozornost vývoji systému vidění pod vrstvou sodíku, který je analogický systémům, vyvíjeným francouzkými a americkými odborníky, - zdokonalují se systémy požární bezpečnosti a vyvíjí se nové prostředky ke kontrole vzniku a hašení požárů sodíku, přičemž si zvláštní pozornost vyžaduje soubor nedávných úspěchů v oblasti pasivních prostředků hašení požárů: propracovávají se unifikované prostředky hermetizace potenciálně nebezpečných místností, dobrých výsledků bylo dosaženo s lehkými hmotami, hasícími sodík rozlitý po ploše podlahy, hlavní předností těchto látek je možnost jejich zavčasného nanesení na povrchy podlah místnosti, - zdokonaluje se systém odvedení zbytkového tepelného výkonu autonomními okruhy přirozené konvekce, zahrnujícími terciální, vzduchový okruh, - předpokládá se, vrátit se ještě jednou k posouzení účelnosti přídavného vnějšího kontejnmentu, dimenzovaného na pád letadla a vnitřní tlak vyvolaný maximálním požárem sodíku. 3.5 V současné etapě, dokud je pro palivový cyklus dostupný relativně levný uran, sotva se podaří dosáhnout u jaderných elektráren používajících sodíkem chlazené rychlé reaktory lepších ekonomických ukazatelů, než na termálních reaktorech. To se dá vysvětlit v první řadě relativně vysokými investičními náklady centrál s rychlými reaktory. Tak například jsou měrné investiční náklady energetického bloku s reaktorem BN ,6 krát vyšší než analogické náklady na pátý blok Novovoroněžské jaderné elektrárny s reaktorem WER - 10O0. Ačkoliv tato cifra nebere v úvahu rozdíly v úrovni výkonů a rozdíly v klimatických podmínkách, je bezesporu značně vysoká. Z tohoto důvodu je pochopitelné přání dosáhnout

17 snížení investičních nákladů v budoucích jaderných elektrárnách s rychlými, sodíkem chlazenými reaktory. Přirozenému přání snížit investiční náklady však na druhé straně oponují požadavky na vytvoření dalších prostředku kontroly, ochrany, inspekce a bezpečnosti v celém komplexu. Z tohoto důvodu se věnuji projektanti v současné době pouze těm směrům snížení investičních nákladů, které se nestretávaj! s otázkami bezpečnosti. Mezi řešení, která napomáhají snížení nákladů na rozhodujících reaktorových systémech Bi>I a BN , je možno zařadit následující: - použití levnějších materiálů, tam, kde je to možno, nahradit austenitické nerezavějící oceli nízkolegovanými /ochranný plást, vnitřní tepelná a neutronová ochrana/, - zvýšení výkonu jednotlivých reaktorů a elektráren, - zvýšení vyhoření paliva. Podstatný přínos do problematiky hospodárnosti mohou vnést zkrácení doby výstavby jaderných elektráren a přechod na jejich sériovou výstavbu..6 Konjukturální důvody způsobují, že se v současné době musíme smiřovat s relativně nízkým součinitelem reprodukce, ba co víc, v současné době je to dokonce výhodné z ekonomického hlediska. Avšak s postupujícím osvojováním podniků provádějících operace palivového cyklu a se snižováním zásob jaderného paliva, přesune se problém reprodukce paliva do kategorie nejdůležitějších a nejvíce sledovaných. Analýza dynamiky rozvoje jaderné energetiky v naší zemi ukazuje na nezbytnost vývoje reaktorů - breedrů se součinitelem reprodukce 1,6. Předpokládá se, že takováto hodnota součinitele reprodukce může být dosažena pouze při použití hustějšího paliva, než je kysličník. Za tímto účelem se realizuje program výzkumu kovového paliva, který má za úkol prošetřit možnosti použití kovového uranu, - v prostředcích řízení reaktivity, - v čelních a bočních pásmech reprodukce, - v aktivní zóně heterogenního reaktoru. Provádějí se také práce zaměřené na studium možnosti použití uran - plutoniového kovového paliva v aktivních zónách. Pokračují výzkumné práce s karbidickým a karbid - nitridovým palivem. Avšak prvořadým úkolem je nyní komplexní používání smíšeného kysličníkového paliva, včetně přepracování, což umožní podstatně zlepšit ekonomické ukazatele jaderných elektráren s rychlými reaktory. Po provedení zkoušek experimentálních palivových článků s kysličníkovým smíšeným palivem v reaktorech BR - 10 a BOR - 60 jsou v současné době vyrobeny a připraveny k odzkoušení v reaktoru BN první kazety v měřítku 1 : 1 /deset kusů/. Výsledkem tohoto experimentu má být podle předpokladu upřesnění hodnoty součinitele reprodukce a získání dalších informací o vlivu různých technologických faktorů na provozuschopnost palivových článků. V budoucnosti se předpokládá provedení pečlivého ekonomického porovnání různých technologických variant výroby palivových článků ze smíšeného kysliěníkového paliva v podmínkách jejich hromadné dálkově řízené výroby. Na základě toho, co bylo řečeno, je možno konstatovat, že v Sovětském svazu byly nashromážděny velké zkušenosti s vývojem a výstavbou rychlých reaktorů s chlazením tekutým sodíkem. Tyto zkušenosti potvrzují základní teoretické předpoklady nového směru jaderné energetiky a svědčí o možnosti výstavby spolehlivých průmyslových reaktorů. Zkušenosti z vývoje a výstavby rychlých reaktorů 17

18 a palivového cyklu, které jsou k dispozici, ukazují také směry a možnosti dosažení potrebných charakteristik reprodukce jaderného paliva k dosažení potrebných temp při šetření přírodním uranem a postupným přechodem jaderné energetiky na režim samozásobení palivem. LITERATURA i/ KosaijposcKBii, C. M., JäeiUKOB, A.r. u Jtp.: IAEA-CN-36/356 /197 7/. / / ho'-ietkcb, JI.k., BariacspoB, KJ.E, : "06?op paasmtms ouctptix peaktc-pob B CCCP" IAEA-SM-225/78 /1978/ / 3/ KpbcHoii poe, H.B., riojijjhob, B.M.: "[Tpo6j;eMa paahoakthbhoro ssrphshehks v. O^JICT KM repboro KCHTypa peaktcpcb Ha 6ucrptix KeííTpoHax c HaTpnesHM TeruiOHocJtTe.iieM", npenpmht KI1HAP-6/45'J/ /Ife /4/ ĽUKSHOB, B.A. : ''EayWKo-wcrjeÄOBaTeJibCKoMy HHcTMTyry STOMHÍJX peak-rcpcb KM. B.H. JieHUHa 25 jiet", AMMMTpOBrpafl, npenphht HHMÁP 1/454/ /1961/ :8. /5/ BpieHKO, ií.c. M Äp.: "CnbiT 3KcnJiyaTauHw peaktope HS CucTpux HenTpoHEx HH-3D0 1U72-1L-77 rr.", IAEA-SM-225/60 /1978/. /C/ ByÄOB, B.M. K flp.: "SflepHHii psaktop Ha ôucrpux 6jinaKorc Sy/iycero", HyfoieKc-75, Essejib /1»75/. HefiTpoHax BH-6O0 - ycľ'shcí-ka Tabulka I Ukazatelé životnosti nejdůležitějších zařízení Zařízení Čerpadla primárního okruhu Čerpadla sekundárního okruhu Výparníky parních generátorů /po opravě/ Přehříváky páry Pohony SŘO Systémy manipulace s palivem, otočné zátky Mezivýměníky tepla "sodík - sodík" Soupátka primárního okruhu o průměru 500 a 600 mm Chladné jímky primárního a sekundárního okruhu Ukazatel Životnost zvýšena z hodin na hodin Životnost zvýšena z hodin na hodin. Maximální doba provozu činí hodin. 45 Ť hodin Ť hodin Jsou v provozu dosud bez výměny Zajištují normální cyklus výměny paliva. Byly zjištěny případy zadírání zátek, které byly odstraněny zvýšením teploty sodíku z 200 C na 25O C. Jsou v provozu bez narušení hermetisnosti již přes hodin. Jsou v provozu bez připomínek, při uzavření zaručují stále plnou hermetičnost. Jsou v provozu dosud bez výmeny. 18

19 600 4 MBT - Pel., MW KZ 26,8 % KV 68,0 I plán skutečnost 400 J A 1: I I KZ 50,1 % KV 71,1 í '1 300-I 200 J 100 J 04'05'06 J 0? 00 (& ÍO u 12 Ól ' IÓ "íl 12 T, měsíce Obr. 1 Graf zatížení bloku čís. 3

20 ZKUŠENOSTI ZE SPOUŠTĚCÍCH PRACÍ A VÝSLEDKY PROVOZU BĚLOJARSKÉ JADERNĚ ELEKTRÁRNY Malyšev V.M., Mitěnkov F.M., Stěkolnikov V.V., Kupnyj V.I., Smirnov A.M., Trojanov M.F., Širjajev V.I., Kočetkov L.A., Pachomov V.V., Sobin E.I. Budzievskij V.V. '/ ľ. ]'<;>' -! i..1 je -'.Vi:den stručný popis reaktoru BII a jeho systému řízení a ochrany 3 :>ubavení primárního a sekundárního okruhu, parních generátorů, hlavního tepelně 'Mechanického vybavení terciálního okruhu a systému ovládaní energetického bloku. -'soi'. ujedeny nejdůležitější etapy spouštěcích prací na energetickém bloku a oharakt,:rilitické zvláštnosti spouštěcích a seřizovačích pľaci v jednotlivých etapách. ;-V popsán postup spouštění a etapy zvládání provozu při výkonu energetického bloku, jakož i dosažené technieko-ekonorr.ické ukazatele. Je uvedeno zhodnoceni konstrukčních, technologických a projektových řešení použitých na energetiakén bloku. 1. KONSTRUKČNÍ ZVLÁŠTNOSTI REAKTORU BN dubna Í98O bylo na Bělojarské jaderné elektrárně provedeno energetické uvedení na výkon průmyslové jaderné elektrárny s rychlým reaktorem BN s tepelným výkonem 1470 MW. Výstavba a spuštění BN byly prováděny na základě experimentálních údajů získaných na experimentálním reaktoru BOR - 60 a zkušeností s výstavbou a provozem reaktoru BN Vybudování reaktoru BN - 600, který je dílem sovětských vědců a inženýrů, je novou etapou v rozvoji velké jaderné energetiky. Energetický blok s reaktorem BN s elektrickým výkonem 600 MK má tři větve a je komponován v tříokruhovém uspořádání odvodu tepla z reaktoru, přičemž jako chladivo primárního a sekundárního okruhu slouží kovový sodík a jako pracovní médium terciálního okruhu se používá voda /pára/. Reaktor má integrální /nádobovou/ koncepci uspořádání primárního okruhui těleso reaktoru je tvořeno válcovou nádobou o průměru 12,8 m a výšce 13,0 m, která je uložena na válečkovém uložení v šachtě reaktoru. V nádobě reaktoru je umístěna aktivní zóna, tři hlavní oběhová čerpadla primárního okruhu, šest mezivýměníků tepla primár - sekundár /po dvou na každou větev/, vnitřní ochrana s tepelnými reflektory a neutronovody. Ovládací pohony mechanismů řízení a ochrany a výměny paliva jsou umístěny na otočných zátkách, situovaných v horní části reaktoru. Každý z 27 výkonných mechanismů systému řízení a ochrany /6 - AZ, 2 - AP, 19 - KP - TK/ se skládá ze servopohonu úchytu a představuje v podstatě montážní soubor, upevněný svorníky na přírubě kesonové trubky CPK reaktoru. Elektronická část systému řízení a ochrany se skládá z podsystému měření výkonu a periody reaktoru, podsystému spouštění a autoregulace, podsystému kompenzace změny reaktivity reaktoru, podsystému havarijní ochrany,poasystému kontroly registrace a signalizace a podsystému pro přípravu výměny paliva. Aktivní zóna reaktoru BN se skládá ze 369 palivových kazet s jaderným palivem - kysličníkem uraničitým, obohaceným izotopem o na 33 * v páamu vyääíh obohacení a na 21 % v pásmu nižšího obohacení. Pásmo reprodukce se skládá ze

21 kazet, zaplněných kysličníkem ochuzeného uranu. Výměna vyhořelého jaderného paliva se předpokládá po 150 efektivních dnech provozu reaktoru při odstaveném reaktoru, přičemž se vymění jedna třetina palivových kazet aktivního pásma, při době výměny 15 dní. Výměna palivových kazet se provádí v reaktoru pod vrstvou sodíku, při teplotě sodíku 250 C. Ovládání výměny palivových kazet a manipulace s tyčemi systému řízení a ochrany se provádí automaticky pomocí čtyřech autonomních systémů: systému nastavení, systému výměny, systému ovládání bubnů s palivem a systému ovládání omývání palivových kazet od sodíku. Ovládání výměny palivových kazet je možné jak z dálkového tak místního pultu. Cirkulace sodíku v primárním i sekundárním okruhu se dosahuje odstředivými čerpadly ponorného typu se spodním hydrostatickým ložiskem a volno hladinou sodíku v čerpadle. Hlavní oběhová čerpadla primárního okruhu jsou opatřena zpětnými ventily. Ovládání rychlosti otáčení rotorů hlavních oběhových čerpadel se provádí regulací elektrického proudu kroužkových kotev elektromotorů hlavních oběhových čerpadel. Rozsah regulace otáček hlavních oběhových čerpadel jak primárního tak i sekundárního okruhu je otáček za minutu. Průtočné parní generátory PGN - 200M modulového typu se skládají z 24 výměníků tepla /modulů/ každý, které jsou spolu spojeny potrubními systémy sodíku a vody /páry/ s odstavnou armaturou, přičemž jsou seskupeny do osmi sekcí "výparník - přehřívák páry - mezipřehřívák páry". Modulová konstrukce parního generátoru je bezpečnější při vzniku netěsnosti, při které dochází k průniku vody do sodíku a umožňuje odpojit poškozenou sekci při výkonu, bez odstavení větve /parního generátoru/. Svazky trubek modulů výparníku parních generátorů a potrubí terciálního okruhu jsou vyrobeny z perlitické oceli 10Ch2M, zatímco moduly přehříváků páry parních generátorů a potrubí sekundárního okruhu jsou vyrobeny výhradně z austenitické oceli lchl8n10. Meziokruhová hermetičnost parních generátorů se kontroluje souborem systémů, registrujících přítomnost vodíku v sodíku a ochranném plynu sekundárního okruhu, hydrodynamické jevy při vzniku plynových bublin v sodíku a akustické šumy při průniku vody do sodíku. V tepelném schématu terciálního okruhu jsou použita typizovaná řešení a je použito sériové tepelně mechanické vybavení. V každé ze tří větví je instalována třístupňová turbina K o výkonu 200 tisíc kw s regenerativním systémem, generátor TGV - 200M s vodním chlazením statoru, deaerátor DSP s tlakem 6 at a skupina napájecích čerpadel P /-36O - 185/200. Přehřev páry po CVD turbin se provádí v přehřívácích páry parních generátorů. Příprava vody pro terciální okruh se provádí iontovými filtry ve společné chemické úpravně vody s maximální kapacitou 120 m za hodinu. Každá turbina je vybavena vlastním demineralizačním systémem k čistění kondenzátu podle schéma: odstranění železa pomocí sírouhlíka tých filtrů a demineralizace pomocí filtrů s celkovým isčinkem a separátní regenerací. Kromě toho je zde zařízení sloužící k čistění slabě znečištěných odpadů z celé elektrárny pomocí sírouhlíkatých filtrů. Vodní režim terciálního okruhu je korekční, přiváděním čpavku a hydrazinu do napájecí vody se udržuje ph 9,1 + 0,1. Ke kontrole technologických pochodů je energetický blok vybaven informačním komplexem "Komplex - Uran", který se skládá z informačního podsystému M - 60, výpočetního podsystému na bázi dvou počítačů M a zařízení barevného vyobrazení 21