2.3. Нейтронно-физические характеристики бгр-300

Нейтронно-физические характеристики реактора БГР-300 для рассмотренных вариантов активной зоны отличаются незначительно. В таблице 13 приводятся основные нейтронно-физические характеристики для двух вариантов активной зоны. Таблица 13. Нейтронно-физические характеристики БГР-300

1. Описание топливного цикла реактора БГР - 300

 

В реакторе БГР-300 проводятся двукратные перегрузки топлива за кампанию. Перегрузка выгоревших ТВС активной зоны, перестановка ТВС внутри реактора, выгрузка и замена ТВС БЗВ, а также другие транспортно-технологические операции производятся на остановленном реакторе при давлении теплоносителя 0.3 МПа и циркуляции его с использованием автономной системы расхолаживания. Характеристики топливного цикла БГР-300 представлены в таблицах 14а и

Таблица 14а. Характеристики топливного цикла БГР-300

Наименование	Вариант 1	Вариант 2
Коэффициент воспроизводства	1,5	1,4
Время удвоения, лет	10	15
Глубина выгорания топлива, % тяжелых ядер	10	8
Кампания топлива, эффективные сутки	600	540

Таблица 1.46. Состав загружаемого и выгружаемого топлива БГР-300 2.5.  Двухконтурная система охлаждения БГР - 300 с гелием в первом контуре и паровой турбиной во втором контуре

Паротурбинная часть БГР-300 имеет традиционный набор оборудования. В качестве турбинного блока была выбрана выпускаемая промышленностью конденсационная турбина К-300-170 с исключением ряда регенеративных подогревателей, что было связано с необходимостью снижения температуры питательной воды для уменьшения температуры газа на входе в реактор, при которой обеспечивается оптимальное значение мощности на прокачку газа, значения поверхностей парогенераторов и КПД АЭС. Принципиальная тепловая схема АЭС с БГР-300 показана на рисунке 24.

Проведены обширные расчетные, экспериментальные и конструкторские проработки бридеров с газовыми теплоносителями. Показано, что газоохлаждаемые бридеры могут иметь высокое воспроизводство ядерного горючего и высокие технико-экономические характеристики, не уступающие характеристикам реакторов типа БН. Были исследованы две предельно различные концепции газоохлаждаемого реактора:

1. с чисто плутониевой активной зоной, с предельно жестким спектром нейтронов и максимально высоким коэффициентом воспроизводства;

2. с большой активной зоной со смешанным уран-плутониевым топливом.

Были рассмотрены в качестве газового теплоносителя гелий и углекислый газ. Для активной зоны были рассмотрены традиционные стержневые твэлы, а также микротвэлы в тепловыделяющей сборке с поперечным течением теплоносителя. Исследованы характеристики газоохлаждаемых бридеров при использовании карбидного и нитридного топлива, а также перспективность обогащения топлива изотопом lsN. Проведенные расчетные исследования показали, что концепция большой активной зоны со смешанным уран-плутониевым топливом более перспективна с точки зрения воспроизводства ядерного горючего. Она также имеет несомненные преимущества по технико-экономическим характеристикам и более реалистична с точки зрения реализации. Сравнение теплоносителей гелия и углекислоты показало, что характеристики воспроизводства и технико-экономические характеристики реакторов с этими теплоносителями примерно одинаковы. Применение активной зоны на основе микротвэлов также позволяет получить высокие характеристики воспроизводства горючего и позволяет одновременно существенно повысить КПД и снизить затраты мощности на прокачку теплоносителя. Перспективность применения газовых теплоносителей для создания высокоэффективного бридера послужила основанием для принятия решения о разработке технического проекта опытно-промышленной реакторной установки БГР- 300 мощностью 300 МВт (э). Создание и успешная эксплуатация блока такой мощности будет достаточным для демонстрации работоспособности и экономической эффективности данного направления.

22 Реактор ВВЭР-1000: компенсатор давления, его устройство и принцип работы

Компенсатор давления

Компенсатор давления представляет собой сосуд высокого давления со

встроенными блоками электронагревателей. В рабочем состоянии компенсатор

заполнен водой и паром.

Компенсатор давления предназначен для работы в составе системы первого

контура реактора и служит для создания поддержания давления в контуре при

номинальных режимах работы установки и ограничений колебаний давления в

переходных и аварийных режимах.

Давление в компенсаторе создается и поддерживается с помощью

регулируемого подогрева воды, осуществляемого электронагревателями. Для

предотвращения повышения давления в контуре выше расчетного в переходных и

аварийных режимах, сопровождающихся быстрым ростом давления, в компенсаторе

предусмотрена система впрыска воды в паровое пространство из “холодных”

ниток первого контура через разбрызгивающее устройство. При этом

достигается быстрое снижение давления в контуре за счет конденсации пара в

паровом пространстве.

Материал корпуса компенсатора – легированная сталь с коррозионностойкой

наплавкой на внутренней поверхности.

Технические характеристики

|Рабочее давление, МПа |15,9(160)|

|(кгс/см) | |

|Рабочая температура, |619,15(34|

|К(С) |6) |

|Объем воды на |55 |

|номинальном режиме, м | |

|Объем пара на |24 |

|номинальном режиме, м | |

|Мощность одного блока |90 |

|электронагревателей, | |

|кВт | |

|Суммарная мощность |2520 |

|электронагревателей, | |

|кВт | |

|Масса (в сухом |200000 |

|состоянии), кг | |

23 Температурный эффект реактивности: спектральный (ядерный), плотностной, мощностной. Влияние на регулируемость и безопасность реактора. Дополнительная энерговыработка за счет эффектов

24 Система КГО

КГО на остановленном реакторе проводят с использованием системы контроля оболочек ТВЭЛов, которая условно состоит из двух частей. Первая часть системы КГО включает в себя 4 герметичных пенала, расположенных в кассетном отсеке бассейна выдержки. (Рис. 9.3). Эти пеналы, вмещающие по одной ТВС, оснащены дистанционно закрывающейся герметичной крышкой; загрузка и выгрузка ТВС в пеналы производится перегрузочной машиной под слоем воды. Каждый пенал соединён импульсными трубками со второй частью системы КГО - стендом.

Регламентные требования по контролю герметичности оболочек твэлов

Объем КГО остановленного реактора определяется в соответствии со следующими критериями:

• если в течение периода эксплуатации топливной загрузки отмечалось превышение заданных значений суммарной активности, то в период остановки на плановый ремонт требуется обязательное проведение КГО всех ТВС топливной загрузки;

• если в течение периода эксплуатации топливной загрузки отмечалось наличие в составе эксплуатируемой топливной загрузки негерметичных твэлов, то в период планового ремонта требуется обязательное проведение КГО отработавших ТВС;

• если по данным КГО на работающем реакторе в составе эксплуатируемой топливной загрузки негерметичные твэлы отсутствовали, КГО твэлов на остановленной РУ во время ППР не проводится как для отработавших, так и для оставляемых в активной зоне для дальнейшей работы ТВС.

В случаях, когда необходимо проведение КГО ТВЭЛов всех ТВС или ТВС, подлежащих дальнейшей эксплуатации, КГО проводится по I¹³¹ в период с 10-х по 28-е сутки после останова реактора на ремонт. Значения активности радионуклидов Cs¹³⁴ и Cs¹³⁷ в пробах воды из стенда КГО могут при этом использоваться в качестве дополнительной информации.

Проведение КГО ТВЭЛов выгруженных ТВС возможно в течение одного года с момента останова реактора. При этом для выявления ТВС с негерметичными ТВЭЛами в качестве основных радионуклидов могут использоваться Cs¹³⁴ и Cs¹³⁷.

ТВС, определенные как негерметичные, но при проверке которых на стенде КГО значение активности I¹³¹ в пересчете к моменту остановки РУ не превышало величины 1,0 10^-6 Ки/кг, считаются условно герметичными и могут использоваться для дальнейшей эксплуатации. Решение о дальнейшей эксплуатации ТВС, признанных негерметичными, при проверке которых на стенде КГО значение активности I¹³¹ в пересчете к моменту остановки РУ превышало величину 1,0 10^-6Ки/кг принимается административным руководством АЭС с учетом радиационной обстановки на АЭС:

• неорганизованных протечек первого контура;

• величины протечек парогенераторов;

• радиоактивных выбросов в венттрубу.

Дальнейшая эксплуатация ТВС, при проверке которой на стенде КГО значение активности I¹³¹ в пересчете к моменту остановки РУ достигло величины 1,0 10^-6 Ки/кг, не допускается.

 

Способ проведения КГО на остановленном реакторе

ТВС помещают в пенал, заполненный водой, и создают в пенале избыточное давление. При наличии в оболочке ТВЭЛа дефекта вода при повышенном давлении поступает в зазор между оболочкой и топливом. Некоторое время давление поддерживают повышенным, вода в зазоре под оболочкой насыщается продуктами деления. Потом давление сбрасывают и "настоянная" вода выходит в пенал, увеличивая концентрацию продуктов деления в воде пенала. Из пенала отбирают пробу воды и определяют в ней концентрацию pепеpных нуклидов I¹³¹ или Cs¹³⁷. Выходы этих нуклидов из негерметичного ТВЭЛа в теплоноситель работающего реактора и в воду пенала пропорциональны, поэтому определение их концентрации в воде пенала позволяет судить о степени негеpметичности оболочки и определить то минимальное количество кассет, которое должно быть удалено из активной зоны реактора, чтобы концентрация продуктов деления в теплоносителе не превышала допустимого значения.

25 РБМК-1000: ВМК, НМК, верхнее перекрытие, биологическая защита, нейтронная защита, канал охлаждения отражателя

Конструкция защиты от ионизирующего излучения ректора.

Поскольку реактор является мощным источником ионизирующего излучения, представляющего опасность, как для персонала, так и для оборудования он снабжен защитой, которая снижает поток излучения до приемлемого уровня и делает возможной нормальную эксплуатацию всей установки в целом. Реактор РБМК размещен в бетонной шахте квадратного сечения размером 21,6х21,6х25,5 м. Графитовые блоки, из которых собрана активная зона, располагаются в герметичной полости (реакторном пространстве), образованной нижней и верхней металлоконструкциями и цилиндрическим кожухом. Разрез по шахте реактора показан на рисунке 5. Радиационная защита стального кожуха и компенсаторов от потока быстрых нейтронов осуществляется боковым графитовым отражателем толщиной 100 см. Между торцевыми отражателями, имеющими толщину 50 см, и верхней и нижней металлоконструкциями на каждой графитовой колонне устанавливаются стальные блоки, предназначенные для снижения флюенса быстрых нейтронов на листы несущих нагрузку металлоконструкций, а также для уменьшения энерговыделения в них за счет поглощения излучений. Толщина нижних блоков 20 см; верхние блоки выбраны несколько большей толщины (25 см), поскольку в процессе работы реактора из-за неравномерного перемещения отдельных колонн графитовой кладки они могут сместиться относительно друг друга по высоте. Дальнейшее увеличение толщины этих блоков было признано нецелесообразным, так как радиационное энерговыделение в близлежащих к активной зоне листах металлоконструкций уже при этой толщине определяется захватным гамма - излучением, образующимся в самих листах металлоконструкций. При запроектированной толщине блоков температура листов металлоконструкций определяется не радиационным теплом, а теплом, переданным от стальных защитных блоков. (обратно к содержанию)

Рисунок 5. Защита реактора РБМК: 1 - плитный настил (тяжелый бетон, 4 т/м3); 2 - засыпка серпентинита (1,7 т/м3); 3 - обычный бетон (2,2 т/м3); 4 - песок (1,3 т/м3); 5 - бак водяной защиты; 6 - стальные защитные блоки; 7 - графитовая кладка.

 Периферийная часть верхнего перекрытия представляет собой металлические короба высотой 70 см, которые заполнены на первом блоке Ленинградской АЭС материалом ЖБСЦК, а на последующие рекомендован более дешевый материал — смесь чугунной дроби (86% по массе) с серпентинитом.

  В радиальном направлении за кожухом реактора располагается кольцевой бак с водой, которая снижает потоки излучения на бетон шахты; служит тепловым экраном; способствует охлаждению кожуха реактора; бак одновременно является опорой для верхней металлоконструкции. Пространство между баком и шахтой реактора засыпано обычным песком, что позволило сократить толщину бетона примерно на 75 см. Толщины и состав материалов защиты реактора РБМК в основных направлениях от активной зоны приведены в таблице 2.

Рисунок 6. Часть плитного настила: 1 - съемные блоки плитного настила; 2, 4, 5, 6 - верхние части каналов охлаждения отражателя, температурного, технологического и СУЗ соответственно; 3 - нижний блок; 7 - периферийная часть верхнего перекрытия. 

Канал охлаждения отражателя предназначен для охлаждения бокового отражателя кладки (3), верхней металлоконструкции штанг крепления бокового отражателя (4), а также для уменьшения теплового потока к кожуху и компенсаторам, которые образуют герметичную внутреннюю полость реактора. Конструктивно канал выполнен в виде трубы Фильда из коррозионно-стойкой стали. По центральной трубе вода сверху входит в канал и по зазору между трубами отводится, поднимаясь вверх. Канал охлаждения отражателя:

1. Верхняя металлоконструкция  2. Нижняя металлоконструкция  3. Боковой отражатель  4. Штанга крепления бокового     отражателя  5. Труба Фильда  6. Сильфонный компенсатор  7. Втулка тракта