Краткое описание реакторной установки БН-600.

Содержание:

• Общие сведения и тепловая схема энергоблока
• Конструкция реактора БН-600
• Астивная зона реактора БН-600
• ТВС и твэлы реактора БН-600
• Парогенератор реакторной установки БН-600
• Основные системы реактора
• Безопасность реакторной установки
• Опыт эксплуатации энергоблока
• Рисунки:
• Рисунок 1. Тепловая схема энергоблока.
• Рисунок 2. Конструкция реактора БН - 600.
• Рисунок 3. Промежуточный теплообменник установки БН-600.
• Рисунок 4. Картограмма загрузки активной зоны.
• Рисунок 5.ТВС и твэлы активной зоны.
• Рисунок 6. ТВС и твэлы активной зоны .
• Рисунок 7. Cекция парогенератора АЭС БН-600.
• Рисунок 8. Режим работы реактора.
• Таблицы:
• Основные параметры парогенератора АЭС с реактором БН-600
• Фотографии:
• ГЦН второго контура
• Машинный зал
• БЩУ АЭС с БН-600

Общие сведения и тепловая схема энергоблока
   БН-600 - реактор на быстрых нейтронах с электрической мощностью 600 МВт. Корпусной реактор - размножитель с интегральной компоновкой оборудования.    Тепловая схема блока трехконтурная: в первом и втором контурах теплоносителем является натрий, в третьем - вода и пар. Отвод тепла от активной зоны осуществляется тремя независимыми петлями циркуляции, каждая из которых состоит из главного циркуляционного насоса 1 контура, двух промежуточных теплообменников, главного циркуляционного насоса 2 контура с буферной емкостью на всасе и с баком аварийного сброса давления, парогенератора ПГН-200М, конденсационной турбины К-210-130 со стандартной тепловой схемой и генератора ТГВ-200-2 МУЗ.
   Использование натриевого теплоносителя обусловило применение ряда таких специальных систем, как: электрообогрев оборудования и трубопроводов, электромагнитных насосов, фильтр-ловушек очистки натрия, диагностики протечек воды в натрий, локализации продуктов взаимодействия натрия с водой при межконтурных неплотностях парогенератора, пожаротушения натрия, отмывки оборудования и ТВС от натрия, инертного защитного газа аргона
Рисунок 1.Тепловая схема энергоблока.
   
1- Реактор; 2 - Главный циркуляционный насос 1 контура;
3 - Промежуточный теплообменник; 4 - Тепловыделяющие сборки; 5 - Парогенератор;
6 - Буферная и сборная ёмкости; 7 - Главный циркуляционный насос 2 контура;
8 - Турбоустановка; 9 - Генератор; 10 - Трансформатор; 11 - Конденсаторы; 12 - Циркуляционные насосы;
13 - Конденсатные насосы; 14 - Подогреватели; 15 - Деаэратор; 16 - Питательные насосы; 17 - Пруд-охладитель;
18 - Отпуск электроэнергии потребителю.
(обратно к содержанию)

   Первый контур включает в себя три параллельные петли, каждая из которых состоит из главного циркуляционного насоса 2 и двух промежуточных теплообменников 3. Циркуляция натрия в реакторе организуется следующим образом. Натрий от каждого из трёх главных циркуляционных насосов 2 по двум напорным трубопроводам (диаметр 630 мм, толщина стенок 13 мм) поступает в напорную камеру реактора, откуда через систему напорных коллекторов распределяется по составным частям активной зоны и боковой зоны воспроизводства, а также подается на охлаждение корпуса реактора, внутриреакторного хранилища отработавших ТВС 4  и первичной радиационной защиты. Нагретый до 550°С в активной зоне реактора натрий поступает в промежуточные теплообменники каждой петли, где, опускаясь по межтрубному пространству, подогревает натрий второго контура, протекающий по трубам вверх, до 520 °С и, охладившись, возвращается на всас главных циркуляционных насосов.
   Главный циркуляционный насос первого контура - центробежный погружного типа, с нижним гидростатическим подшипником работающим на натрии и с плавным регулированием числа оборотов вала электроприводом (по схеме асинхронно-вентильного каскада). Рабочее колесо насоса - двухстороннего всасывания.
   Для произведения ремонта насоса конструкция предусматривает возможность извлечения его выемной части из бака и замены без разгерметизации газовой полости реактора. Промежуточный теплообменник "натрий-натрий" - вертикальный кожухотрубный с коаксиальным подводом и отводом теплоносителя второго контура, противоточный. Высокорадиоактивный натрий первого контура проходит в межтрубном пространстве теплообменника сверху вниз; нерадиоактивный натрий второго контура поступает в теплообменник по центральной трубе в нижнюю камеру и затем движется внутри трубок противоточно натрию первого контура. Для исключения возможности протечек радиоактивного натрия первого контура, в случае течи внутри теплообменника, натрий второго контура находится под большим давлением, чем натрий первого контура.
   Второй контур включает в себя также три параллельные петли. Главным циркуляционным насосом второго контура 7 каждой петли натрий подается в промежуточный теплообменник 3, где нагревается за счет тепла первого контура до 520 °С и направляется в парогенератор, в котором генерирует и перегревает пар третьего контура.
   Для поддержания натрия в расплавленном состоянии при остановке блока предусмотрена разветвленная система электрообогрева всех трубопроводов и образования второго контура с устройствами контроля и автоматического регулирования температуры.
   Главный циркуляционный насос второго контура - центробежный, вертикальный с нижним гидростатическим подшипником. Рабочее колесо - одностороннего всасывания.
   Третий контур включает в себя три петли. В состав каждой петли входит конденсационная паровая турбина К-210-130 8 номинальной мощностью 210 МВт со стандартной тепловой схемой. Теплоноситель - вода и пар.
(обратно к содержанию)

Конструкция реактора БН-600
   Ядерный реактор БН-600 выполнен с "интегральной" компоновкой оборудования, при которой активная зона и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора.

Рисунок 2.Конструкция Реактора БН-600 1 - Шахта; 2 - Корпус; 3 - Главный циркуляционный насос 1 контура; 4 - Электродвигатель насоса; 5 - Большая поворотная пробка; 6 - Радиационная защита; 7 - Теплообменник "натрий-натрий"; 8 - Центральная поворотная колонна с механизмами СУЗ; 9 - Активная зона. (обратно к содержанию)

      Корпус реактора представляет собой бак цилиндрической формы с эллиптическим днищем и конической верхней крышкой, выполненной с одиннадцатью горловинами - для поворотной пробки, насосов первого контура, промежуточных теплообменников, элеваторов системы перегрузки тепловыделяющих сборок (ТВС). Цилиндрическая часть корпуса соединена с днищем путем сварки через переходное опорное кольцо, на котором установлен опорный пояс, являющийся основой несущей конструкции внутри корпуса реактора; он образует системой радиальных ребер три сливные камеры для натрия, выходящего из теплообменников.
   На опорном поясе смонтировано всё внутрикорпусное оборудование: напорная камера с ТВС активной зоны, зоны воспроизводства и внутреннего хранилища ТВС, первичная радиационная защита, промежуточные теплообменники, главные циркуляционные насосы первого контура. Нагрузка от массы реактора через опорное кольцо передается на катковые опоры, которые опираются на фундаментную плиту.
   Реактор размещен в бетонной шахте диаметром 15 м. Конструкционный материал реактора - нержавеющая сталь марки Х18Н9. В центре верхней части реактора смонтировано поворотное устройство, состоящее из большой и малой поворотных пробок, эксцентричных друг относительно друга, на малой поворотной пробке смонтирована колонна СУЗ, несущая исполнительные механизмы систем управления и защиты, перегрузки ТВС, контроля активной зоны.
   Для компенсации температурных удлинений насосов первого контура и промежуточных теплообменников относительно корпуса реактора использованы компенсаторы приваренные к горловине корпуса реактора. Корпус реактора заключен в страховочный кожух, исключающий возможность вытекания натрия из реактора даже при разрывах его корпуса. Пространство, заключённое между ними, используется при разогреве корпуса газом перед заполнением его натрием. Внутрикорпусная нейтронная защита, размещённая на опорном поясе, состоит из цилиндрических стальных экранов, стальных болванок и труб с графитовым заполнителем.
(обратно к содержанию)

Рисунок 3.Промежуточный теплообменник установки БН-600: 1 - вход натрия второго контура; 2 - выход натрия второго контура; 3 - защитная пробка; 4 - вход натрия первого контура; 5 - корпус; 6 - центральная опускная труба; 7 - дистанционирующая решетка; 8 - теплопередающая трубка; 9 - выход натрия первого контура; 10 - распределительная решетка. (обратно к содержанию)

Активная зона реактора
   Активная зона (диаметр 2.05 м, высота 0.75 м) и зона воспроизводства(толщина 0.4 м) установлены на напорной камере и набраны из шестигранных ТВС кассетного типа с размерами "под ключ" 96 мм и с шагом 98 мм. Активная зона состоит из 370 кассет с ядерным топливом и воспроизводящим материалом, образующим торцевые зоны воспроизводства, 27 стержней системы СУЗ и одной кассеты с фотонейтронным источником. Выравнивание тепловыделения по радиусу активной зоны осуществляется загрузкой кассет с различным обогащением горючего(21 и 29.4 %): 162 периферийные кассеты активной зоны образуют зону большого обогащения, остальные входят в центральную зону малого обогащения.
   Активная зона по периметру окружена боковой зоной воспроизводства, состоящей из сборок, заполненных двуокисью обеднённого урана. За этой зоной воспроизводства расположено внутреннее хранилище кассет на 126 ячеек, которое предназначено для расхолаживания кассет, извлечённых из активной зоны, перед их выгрузкой из реактора.
Рисунок 4.Картограмма загрузки активной зоны.

1 - ТВС активной зоны с малым обогащением;
2 - ТВС активной зоны со средним обогащением;
3 - ТВС активной зоны с большим обогащением;
4 - ТВС внутренней зоны воспроизводства;
5 - ТВС внешней зоны воспроизводства;
6 - Хранилище отработавших сборок;
7 - Стержни автоматического регулирования;
8 - Стержни аварийной защиты;
9 - Компенсирующие стержни;
10 - Фотонейтронный источник.
(обратно к содержанию)

ТВС и твэлы реактора БН-600
   Кассеты активной зоны содержат 127 твэлов, расположенных по треугольной решётке с шагом 7.95 мм. Дистанционирование твэлов осуществляется с помощью проволоки, навиваемой на оболочку. Пристеночные твэлы дистанционируются лентой эллипсного сечения.
   Кассета боковой зоны содержит 37 твэлов. Наружный диаметр оболочки этих твэлов равен 14.2 мм, толщина - 0.4 мм. Оболочка выполнена в виде трёхрёберной трубки с диаметром по рёбрам 15.25 мм.
   Твэлы заполнены по длине активной зоны втулками из обогащенной окиси урана (или смеси окиси урана) и окиси плутония, а выше и ниже активной зоны расположены торцевые экраны из брикетов окиси "отвального" урана. Твэлы зоны воспроизводства заполнены брикетами из "отвального" урана. Газовые полости над уровнем натрия в реакторе заполнены аргоном.
  Тепловыделяющая сборка состоит из твэлов, кожуха, головки для захвата ТВС при перегрузках и хвостовика, с помощью которого ТВС устанавливается в гнездо напорного коллектора и поддерживается вертикально. В хвостовике ТВС и в напорном коллекторе выполнены дроссельные устройства, обеспечивающие требуемое распределение расхода теплоносителя через ТВС, в соответствии с тепловыделением в них. Твэлы соединены между собой элементами крепления и ограждены чехлом, связывающим в единое целое все части ТВС.

Рисунок 5 ТВС и твэлы активной зоны: 1-Оболочка твэла; 2 - Блочки "отвального" урана; 3 - Втулки обогащённого урана; 4 - Дистанционирующая проволока; 5 - Головка ТВС; 6-Сборка твэлов; 7- Хвостовик ТВС

Рисунок 6 ТВС и твэл зоны воспроизводства: 1 - Оболочка твэла; 2 - Ребро; 3 - Блочки "отвального" урана; 4 - Хвостовик ТВС; 5 - Сборка твэлов; 6 - Головка ТВС

(обратно к содержанию)

Парогенератор реакторной установки БН-600.

Наименование характеристики	Размерность	Секционный вариант
		испаритель	основной пароперегреватель	пром- пароперегреватель
Тепловая мощность ПГ	МВт	312	99	70
Тип ПГ по циркуляяции рабочего тела		Прямоточный
Полный расход натрия через ПГ	т/ч	6800	4050	2750
Полная производительность	т/ч	640	640	552
Количество единиц оборудования на ПГ	шт.	8	8	8
Тепловая мощность единицы оборудования	МВт	39	12.2	8.75
Температуры:
рабочего тела (вода/пар) вход выход	град С	241 360	360 505	360 505
натрия вход выход		450 320	520 450	520 450
Давление пара на входе	кг/см2	150	140	25
Скорость натрия в межтрубном пространстве	м/c	1.5	0.85	0.93
Коэффициенты теплопередачи (средние)	Вт/(м2•К)	2410 4470 1720	1380	530
Характеристики трубного пучка:
размер трубок:	мм	Ø16x2.5	Ø16x2.5	Ø25x2.5
количество	шт.	14700	12000	12400
материалл	-	1Х2М	Х18Н9	Х18Н9

Рисунок 7. Cекция парогенератора АЭС БН-600.

1 — испаритель; 2 — пароперегреватель; 3 — промежуточный пароперегреватель
(обратно к содержанию)

Основные системы установки
   Система управления и защиты (СУЗ) реактора обеспечивает измерение уровня и скорости изменения нейтронной мощности во всех диапазонах работы реактора, дистанционный контролируемый вывод реактора на заданный уровень мощности и устойчивое автоматическое поддерживание мощности на заданном уровне, автоматическое надежное прекращение цепной реакции деления при возникновении аварийного состояния в реакторе или других системах, компенсацию изменения реактивности реактора.
   СУЗ реактора БН-600 включает в себя 27 органов управления реактивностью, в том числе 19 стержней компенсации изменения реактивности (компенсация выгорания, температурных и мощностных эффектов), расположенных двумя кольцами, 2 стержня автоматического регулирования, расположенные в двух ячейках центральной части зоны малого обогащения, 6 стержней аварийной защиты, расположенные между первым и вторым кольцами компенсирующих стержней.
   Система перегрузки топлива обеспечивает загрузку свежих ТВС и элементов СУЗ в реактор, выгрузку ТВС и элементов СУЗ из реактора, перестановку и разворот ТВС в реакторе.
   Комплекс механизмов и устройств системы перегрузки топлива включает в себя следующие устройства: две поворотные пробки (большая и эксцентрически на ней установленная малая), два механизма перегрузки (эксцентрически расположенные на малой поворотной пробке на разных расстояниях от центра), систему наведения, два элеватора транспортировки ТВС и элементов СУЗ (загрузки и выгрузки), механизм передачи сборок, барабан свежих и барабан отработавших сборок, устройства управления комплексом механизмов перегрузки. С помощью механизма перегрузки кассета устанавливается в гнездо каретки элеватора и перемещением каретки по наклонной направляющей поднимается из внутреннего хранилища к механизму передачи кассет и обратно. Механизм передачи кассет расположен в герметичном перегрузочном боксе. Он осуществляет транспортировку кассет из гнёзд каретки элеваторов в передаточные барабаны и обратно.
   Система очистки натрия предназначена для очистки натрия от растворимых и нерастворимых примесей и индикации содержания этих примесей. Очистка осуществляется с применением холодных фильтров-ловушек.
   Помещения, где возможно истечение и возгорание натрия, оборудованы системами пожаротушнеия натрия, предусматривающими следующие способы тушения натрия: порошковым составом; в специальных поддонах с гидрорастворами; сливом натрия в аварийные емкости с самотушением натрия в них; самотушителями в относительно герметичных помещениях без подачи азота; подачей азота в помещения с натриевым оборудованием.
   Система электроснабжения. Выдача электрической мощности в энергосистему осуществляется через три блочных повышающих трансформатора 1575/242 кВ мощностью 250 МВА каждый и далее через типовое открытое распределительное устройство 220 кВ, выполненное с двумя основными и одной обходной системой шин.
   Важнейшие потребители электроэнергии систем безопасности имеют резервное питание от систем с автономными надежными источниками - автоматически запускаемыми дизель-генераторами и аккумуляторными батареями.
(обратно к содержанию)

Безопасность реакторной установки.
   Проектирование энергоблока с реактором БН-600 производилось исходя из условия, чтобы радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и проектных авариях не приводило к превышению установленных доз облучения персонала и населения и нормативов по выбросам и содержанию радиоактивных веществ в окружающей среде, а также исходя из условия ограничения этого воздействия при запроектных авариях.
   Общий подход, который лежит в основе технологии безопасности энергоблока с реактором БН600, заключался в применении принципа глубоко эшелонированной защиты в виде системы барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду и реализации системы технических и организационных мер по защите и сохранению эффективности этих барьеров. Как и во всех типах реакторов на энергоблоке с реактором БН-600 в качестве первого, второго и третьего барьеров рассматриваются матрица топлива, герметичная и прочная оболочка твэла и корпус реактора Отличительной особенностью в условиях работы корпуса реактора является отсутствие каких-либо значительных повреждающих факторов: он не подвергается действию высокого давления, коррозионного воздействия и большого облучения нейтронами. Четвертым барьером является страховочный корпус реактора, страховочные кожухи вспомогательных трубопроводов 1 контура и герметичные помещения 1 контура.
   Основными решениями обеспечения защиты и сохранения эффективности барьеров являлись:

• выбор благоприятной площадки с невысокой сейсмичностью в соответствии с требованиями нормативных документов;
• использование и развитие внутренне присущих реактору на быстрых нейтронах свойств безопасности и его самозащиты за счет пассивных средств, отрицательных во всех режимах эффектов реактивности, низкой избыточной реактивности, отсутствия локальных критичностей, способности СУЗ обеспечивать приведение реактора в подкритическое состояние и поддержание его в этом состоянии во всех режимах, простоты в управлении реактором, интегральной компоновки реактора, высокой тепловой инерции 1 и 2 контуров и осуществимости режимов естественной циркуляции теплоносителя в них;
• обеспечение требуемого качества систем, важных для безопасности, на всех этапах жизненного цикла энергоблока;
• применение систем безопасности, построенных на основе принципов резервирования, независимости, единичного отказа;
• применение средств диагностирования дефектов оборудования и отклонений режима их работы от нормального.

• эксплуатация энергоблока в соответствии с нормативно-технической документацией по обоснованным эксплуатационным регламентам и инструкциям;
• поддержание в исправном состоянии систем и оборудования, важных для безопасности, путем проведения на них планово-предупредительных ремонтов, технического обслуживания и замены выработавшего ресурс оборудования;
• организация эффективно действующей системы документирования результатов работ и контроля;
• разработка организационно-технических мероприятий, направленных на предотвращение перерастания исходных событий в проектные аварии, а проектных аварий - в запроектные, а также направленных на ограничение и ликвидацию аварий, защиту локализующих систем безопасности от разрушения при запроектных авариях;
• разработка плана мероприятий по защите персонала и плана мероприятий по защите населения в случае возникновения запроектных аварий;
• подготовка эксплуатационного персонала для действий в нормальных и аварийных условиях, поддержание его квалификации и дисциплины на должном уровне, формирование у персонала культуры безопасности, когда для каждого работника станции обеспечение безопасности является приоритетной целью и внутренней потребностью при выполнении работ, влияющих на безопасность. Признавая за персоналом право на ошибку, администрация станции устанавливает такой контроль за проведением таких работ, который может считаться избыточным с точки зрения производственной деятельности обычных предприятий.

Опыт эксплуатации энергоблока
   С начала эксплуатации на энергоблоке БН-600 выработано более 69 млрд. кВт.ч электроэнергии. При этом интегральный коэффициент использования календарного времени составил 77%, а интегральный коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) 69%. При проектном КИУМ 80% максимальное его значение 83% было достигнуто в 1992 году. Энергоблок БН-600 по показателям работы, которые учитывает Всемирная Ассоциация Операторов АЭС (ВАО АЭС), входит в первую половину лучших АС мира.
   Эксплуатация энергоблока БН-600, в основном, подтвердила правильность принятых проектных решений. Вместе с тем, для повышения безопасности, надежности и эффективности работы оборудования был выполнен ряд реконструктивных работ.
   Прежде всего была существенно повышена надежность ядерного топлива. Проектная активная зона, состоявшая из тепловыделяющих сборок с обогащением по U235 21% и 33%, эксплуатировалась с 1980 по 1986гг. Максимальное выгорание топлива, которое удалось в ней достигнуть, составило 7% тяжелых атомов [т.а.]. В течение следующих двух лет был осуществлен переход на активную зону с тремя вариантами обогащения (17%, 21% и 26% по U235) для снижения удельных тепловых нагрузок на твэл. Максимальное выгорание топлива было повышено до 8,3% т.а. Следующая модернизация была осуществлена в течение 1991-1993гг. Основу ее составило применение наиболее радиационностойких и хорошо освоенных промышленностью конструкционных материалов. После этого удалось достичь выгорания топлива 10% т.а. Эта активная зона аттестована в качестве штатной. В настоящее время проводятся работы по увеличению выгорания более 11 % т.а.
   За время эксплуатации накоплен большой опыт обращения с натриевым теплоносителем, использование которого потребовало решения двух сложных задач: свести к минимуму вероятность течи натрия из контуров циркуляции и межконтурных течей в парогенераторах, обеспечить эффективное действие систем пожаротушения натрия в случае, если его утечка все же возникла. Секционно-модульная конструкция парогенераторов показала большую эксплуатационную устойчивость при возникновении межконтурных течей. Такая конструкция позволяет при возникновении течи “вода-натрий” в любом из модулей вывести его из работы отключением секции и продолжать работу парогенератора без снижения мощности блока. Опыт работы подтвердил правильность принятой концепции парогенератора при имевших место 13 течах “вода-натрий” потеря выработки электроэнергии составила всего 0,3%. Важным явилось повышение ресурса испарительных модулей с 50 до 105 тыс. часов, что позволило перейти к однократной их замене в период с 1991 по 1997 годы, вместо планировавшихся за весь срок службы энергоблока трех раз. Повышение ресурса обосновано результатами широкой программы исследований состояния испарителей и обеспечено ужесточением водно-химического режима, снижением против расчетного числа переходных и аварийных режимов, проведением периодических химических промывок.
    Главные циркуляционные насосы 1 контура в целом характеризует успешная работа. В начальный период имели повреждения муфты сцепления валов, что приводило к неплановым отключением петель. Повреждения вызывались совпадениями резонансных частот валов с частотами крутильных колебаний. После определения причин и отстройки частот вращения насосов от резонансов повреждения прекратились. В дальнейшем проведены модернизация валов и переход на нерегулируемый режим работы насоса при базовой нагрузке энергоблока, что полностью устранило причины повреждения насосов. Основными результатами работ по повышению надежности насосов явилось увеличение ресурса основных узлов насосов, в том числе ресурса рабочего колеса до 50 тыс. часов.
    На энергоблоке БН-600 проектом была предусмотрена теплофикационная установка мощностью, достаточной только для обеспечения объектов промплощадки. В результате проведенной реконструкции мощность ТФУ увеличена с 70 до 230 Гкал/час, и с 1988 года теплоснабжение города обеспечивается от энергоблока БН-600, что дает большую экономию мазута на котельных.
    В процессе эксплуатации на энергоблоке БН-600 был выполнен ряд мероприятий по повышению надежности оборудования, безопасности установки, а также НИОКР, в том числе наиболее значимые:

• внедрение секторной системы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих сборок;
• освоение химпромывки испарительных модулей парогенератора по штатной схеме с использованием питательных насосов;
• освоение режима пуска энергоблока без использования пара котельной;
• реконструкция дренажей парогенераторов и трубопроводов 3 контура;
• модернизация систем пожаротушения.

    В процессе эксплуатации энергоблока должный уровень технической безопасности поддерживается постоянным проведением профилактических мер, к которым в первую очередь относятся периодическое техническое освидетельствование оборудования и трубопроводов, контроль металла, совершенствование режимов эксплуатации, проверка работоспособности систем и оборудования, важных для безопасности, замена выработавшего ресурс оборудования. Необходимо отметить освоение технологий замены внутриреакторного оборудования главных циркуляционных насосов 1 контура, механизмов перегрузки, элеваторов. Особую сложность представлял ремонт центральной поворотной колонны с ее подъемом, заменой подшипника шарового погона, очисткой от натрия, проведенный с применением специального скафандра.
    Наконец, наиболее важным и сложным по технологии и требуемым средствам является комплекс работ по определению остаточного ресурса оборудования энергоблока. Проектный срок службы энергоблока установлен 30 лет и заканчивается в 2010 году. В настоящее время работа по продлению срока эксплуатации энергоблока свыше 30 лет является приоритетной.
    За 22 года эксплуатации энергоблока БН-600 была решена поставленная при его сооружении задача: демонстрация длительной, эффективной и безопасной работы энергоблока с реактором на быстрых нейтронах и натриевым теплоносителем.

Рисунок 8. Режим работы АЭС с БН-600.

(обратно к содержанию)