Реактор БН-600 — быстрый реактор-размножитель с натриевым теплоносителем , построенный на Белоярской атомной электростанции в городе Заречный Свердловской области , Россия . Ее валовая мощность составляет 600 МВт, полезная мощность — 560 МВт, подаваемая в энергосистему Среднего Урала . Он находится в эксплуатации с 1980 года и представляет собой усовершенствование предыдущего реактора БН-350 . В 2014 году начал работу его более крупный родственный реактор — реактор БН-800 .
Установка представляет собой бассейн типа LMFBR , где реактор, насосы охлаждающей жидкости, промежуточные теплообменники и соответствующие трубопроводы расположены в общем бассейне с жидким натрием . Реакторная система размещена в бетонном прямолинейном здании и снабжена фильтрацией и газоизоляцией.
За первые 24 года эксплуатации в парогенераторах произошло 12 утечек воды в натрий [2] , которые регулярно устранялись путем изоляции неисправного модуля с помощью задвижек. [3] Эти инциденты не имели последствий за пределами площадки, не привели к образованию радиоактивных материалов (натрий во вторичном контуре не активируется нейтронами) и не были доведены до сведения МАГАТЭ, поскольку считалось, что они не оказали влияния на безопасность.
По состоянию на 2022 год совокупный « коэффициент доступности энергии », зафиксированный МАГАТЭ , составил 76,3%. [4]
Активная зона реактора имеет высоту 1,03 метра (3 фута 5 дюймов) и диаметр 2,05 метра (6 футов 9 дюймов). [5] Он имеет 369 топливных сборок , установленных вертикально; каждый состоит из 127 топливных стержней , обогащенных до 17–26% 235 U. Для сравнения, нормальное обогащение в других российских реакторах составляет 3–4% по 235 U. Система управления и аварийной остановки состоит из 27 элементов регулирования реактивности, включая 19 регулировочных стержней, двух стержней автоматического регулирования и шести стержней автоматического аварийного останова. Аппаратура энергетической перегрузки позволяет загружать активную зону свежими ТВС, перемещать и поворачивать ТВС внутри реактора, дистанционно менять элементы систем управления и аварийной защиты.
В агрегате применена трехконтурная схема теплоносителя; Натриевый теплоноситель циркулирует как в первом, так и во втором контуре. Вода и пар текут в третьем контуре. Натрий нагревается в реакторе максимум до 550 ° C (1022 ° F) во время нормальной работы. Это тепло передается от активной зоны реактора через три независимых циркуляционных контура. Каждый из них имеет основной натриевый насос, два промежуточных теплообменника, вторичный натриевый насос с расширительным баком, расположенным перед ним, и бак аварийного сброса давления. Они питают парогенератор , который, в свою очередь, питает конденсационную турбину, вращающую генератор.
Реактор на быстрых нейтронах в Белоярске вызывает большой международный интерес. В Японии есть собственные прототипы реакторов на быстрых нейтронах. Работа реактора находится в стадии международного исследования; В настоящее время в нем участвуют Россия, Франция, Япония и Великобритания.
Реактор имеет лицензию на эксплуатацию до 2025 года. [6]
56°50′30″N 61°19′21″E / 56.8416°N 61.3224°E / 56.8416; 61.3224
