Выгородка

В ыгородка(слайды)предназначена для формирования поля энерговыделения и дистанционирования периферийных кассет и служит нейтронной защитой корпуса реактора. Кроме того, выгородка уменьшает протечки воды мимо активной зоны и служит для размещения образцов-свидетелей корпусной стали («лучевых» сборок) и сухих каналов для перегрузки (СКП).

Выгородка реактора ВВЭР-1000, показанная на рис.8, представляет собой обечайку диаметром 3485 мм, высотой 4070 мм, состоящую из четырех кованых колец, имеющих высоту по 980 мм, и гранёного пояса выгородки высотой 150 мм, скрепленных между собой с помощью шпилек и фиксируемых в плане друг относительно друга тремя штифтами. Кольца выгородки имеют свои названия: кольцо верхнее, два средних кольца и кольцо нижнее.

Внутренняя граненая поверхность кованых колец и граненого пояса повторяет контур активной зоны. Для охлаждения выгородки и обеспечения соотношения «вода-железо» в кольцах и гранёном поясе выгородки выполнены вертикальные каналы. Нижнее кольцо, соединенное с граненым поясом выгородки, крепится к граненому поясу шахты при помощи шести труб, устанавливаемых в вертикальные каналы и закрепляемых в резьбовых отверстиях граненого пояса шахты.

В шахте реактора ВВЭР-1000 на внутренней части ее на высоту выгородки привариваются шесть вертикальных рядов вытеснителей, которые служат направляющими при установке и извлечении выгородки из шахты. На наружной цилиндрической части выгородки реактора ВВЭР-1000 имеются соответствующие продольные пазы. Крепление выгородки от вертикального перемещения производится шестью трубами, которые ввертываются в граненый пояс шахты, а в верхней части стопорящие гайки труб прихватываются к выгородке.

Как уже было указано, выгородка предварительно устанавливается на три фиксирующих штифта, закрепленных в гранёном поясе шахты. Верхнее кольцо выгородки центрируется относительно цилиндрической части шахты шестью шпонками, привариваемыми к внутренней поверхности шахты и входящими в вертикальные пазы выгородки. Ниже шпонок, по направлению продольных пазов выгородки, к внутренней поверхности шахты приварено восемнадцать вытеснителей, в которые по высоте и ширине имеют меньшие размеры, чем шпонки. На наружной поверхности в районе вертикальных пазов выгородки на кольцах выполнены горизонтальные пазы для обеспечения равномерного охлаждения выгородки в этом районе. В верхней части выгородки установлены стаканы с пазами для байонетного захвата контейнерных сборок с образцами - свидетелями корпусной стали.

Верхнее и нижнее крепление выгородки удерживают её от перемещений (всплытия) при воздействии потока теплоносителя и, в то же время, обеспечивают возможность осевых и радиальных термических расширений элементов выгородки относительно шахты.

Выемка шахты из реактора производится совместно с выгородкой.

В выгородке, кроме отверстий для крепления колец, имеется 72 вертикальных канала для охлаждения выгородки. Одновременно эти каналы используются для следующих целей:

- 6 каналов диаметром 130 мм используются для труб, крепящих выгородку к шахте, в эти трубы во время работ по перегрузки топлива устанавливаются сухие каналы системы перегрузки;

- 6 каналов, оканчивающихся отверстиями с резьбой М85; они предназначены для транспортировки выгородки;

- в 30-и каналах (на верхнем кольце выгородки) в монтажных условиях приваривают трубы, выступающие над горизонтальной плоскостью кольца на 305 мм, в которые устанавливаются сборки с лучевыми образцами - свидетелями;

- 30 каналов используются для охлаждения. При установке выгородки на гранёный пояс шахты, каналы в выгородке совпадают с каналами в поясе. Все продольные каналы выгородки имеют дроссельные шайбы (конструктивно в граненом поясе шахты), которые обеспечивают необходимый расход теплоносителя через них.

В приведённой ниже таблице указаны весовые и геометрические данные по внутрикорпусной шахте и выгородке.

Таблица. Данные по шахте и выгородке реакторов ВВЭР-1000

№ п/п	Наименование параметров	Значение
	Масса шахты, кг	72700
	Масса шахты с выгородкой, кг	107700
	Масса выгородки, кг	35000
	Высота шахты, мм	10510
	Максимальный диаметр шахты (по фланцу), мм	3670
	Толщина цилиндрической части шахты, мм	60
	Максимальный диаметр выгородки, мм	3485
	Высота выгородки (без труб под образцы - свидетели), мм	4070
	Материал шахты и выгородки	08Х18Н10Т

9 Равновесное отравление самарием. Прометиевая яма

Еще одним нуклидом, который вызывает процессы нестационарного отравления реактора, является ¹⁴⁹Sm, имеющий свои специфические особенности. Микроскопическое сечение поглощения тепловых нейтронов ¹⁴⁹Sm приблизительно равно _a,Sm 510⁴ б. Однако схема образования и выгорания ¹⁴⁹Sm отличается от ксенона, она показана на рис. 5.6.

р= 0,013 - -

²³⁵U + n  ¹⁴⁹Nd  ¹⁴⁹Pm  ¹⁴⁹Sm + n  ¹⁵⁰Sm (шлак)

2 ч 53,1 ч

Рис. 5.6. Схема отравления реактора ¹⁴⁹Sm

Из рис. 5.6 видно, что образование ¹⁴⁹Sm происходит в результате цепочки ^- - распадов ядер неодима ¹⁴⁹Nd и прометия ¹⁴⁹Pm (с удельным выходом р_Nd=р_Pm=0,013). Выгорание ¹⁴⁹Nd и ¹⁴⁹Pm в цепочке не учитывается, так как оба эти нуклида имеют сравнительно малые сечения радиационного захвата. Поскольку ядро ¹⁴⁹Sm является стабильным, то убыль его концентрации происходит только вследствие его выгорания с образованием ¹⁵⁰Sm.

При оценке кинетики отравления топлива самарием вводят допущение о том, что ¹⁴⁹Pm образуется непосредственно, как продукт деления ²³⁵U, что вполне правомерно. В этом случае кинетика отравления топлива может быть описана двумя дифференциальными уравнениями (для ¹⁴⁹Pm и для ¹⁴⁹Sm), каждое из которых является частным случаем зависимости (5.7а).

Так как концентрация ¹⁴⁹Pm убывает только из-за его распада со скоростью _PmN_Pm и в результате с такой же скоростью увеличивается концентрация ¹⁴⁹Sm, а скорость убыли концентрации ¹⁴⁹Sm определяется практически только скоростью реакции захвата тепловых нейтронов, с учетом принятых допущений уравнения отравления самарием ядерного топлива будут иметь вид:

dN_Pm/dt = р_Pm_f⁵N₅Ф - _PmN_Pm (5.15а)

dN_Sm/dt = _PmN_Pm - _a,^SmN_SmФ (5.15в)

Здесь _Pm = 0,35710^-5 с^-1 - постоянная распада ¹⁴⁹Pm.

Состояние работающего реактора, при котором концентрация ¹⁴⁹Sm не изменяется во времени, называется стационарным отравлением самарием (это понятие часто отождествляется с потерей реактивности при достижении равновесной концентрации ¹⁴⁹Sm в работающем реакторе). Из (5.15) следует, что такое состояние наступает при равенстве скоростей образования и убыли самария.

Как и для ксенона, условие стационарности для самария может быть сформулировано в виде равенства нулю левых частей уравнений. Из (5.15) можно получить выражения, определяющие стационарные концентрации самария и прометия:

N_Pm^ст = ( р_Pm_f⁵N₅/_Pm ) Ф = ( р_Pm_f⁵N_u/_Pm ) Ф; (5.16а)

N_Sm^ст = _Pm N_Pm^ст/_a,^SmФ = ( р_Pm_f⁵N_u/_a,^Sm )  (5.16в)

Таким образом (как и для ксенона), равновесная концентрация ¹⁴⁹Pm пропорциональна обогащению урана и плотности потока нейтронов. Но стационарная концентрация ¹⁴⁹Sm от плотности потока нейтронов не зависит, а определяется только обогащением урана. В этом - одно из принципиальных отличий стационарного отравления самарием от стационарного отравления ксеноном.

Переход от концентрации ¹⁴⁹Sm к потере реактивности на отравление топлива самарием подобно ксенону определяется выражением:

_Sm = - (_a,^SmN_Sm/_a⁵N₅) ^нотр (5.17)

В частном случае - для равновесной концентрации ¹⁴⁹Sm - величина _Sm^ст определяется как

_Sm^ст = - ( _f⁵/_a⁵ ) р_Pm*^нотр. (5.18)

Таким образом, потеря реактивности на стационарное отравление самарием зависит только от коэффициента использования тепловых нейтронов в неотравленной активной зоне, а значение ^нотр в свою очередь определяется обогащением ядерного топлива и не зависит от Ф.

Динамика достижения равновесных концентраций ¹⁴⁹Pm и ¹⁴⁹Sm также получается из (5.16). При выполнении ряда простых условий динамика самария описывается достаточно сложной зависимостью:

N_Pm(t)= N_Pm^ст( 1 - exp( - _Pmt ) (5.19а)

N_Sm(t)=N_Sm^ст{1+_Pmexp(-_a^SmФt)/(_a^SmФ -_Pm)-

-_a^SmФ exp(-_Pmt)/(_a^SmФ-_Pm)} (5.19в)

Следовательно, концентрация ¹⁴⁹Pm при работе реактора на постоянной мощности увеличивается от исходного нулевого значения до N_Pm^ст по экспоненциальному закону. Так как точно стационарное значение N_Pm может быть достигнуто через очень большой промежуток времени (бесконечный), примем за равновесную концентрацию прометия N_Pm= 0,95 N_Pm^ст, а время достижения этой концентрации будем считать временем установления процесса t_уст^Pm. Согласно этому условию и равенству (5.19) можем получить, что время установления равновесной концентрации прометия примерно равно t_уст^Pm = ln 20/_Pm  10 сут.

Зависимость выхода самария в равновесное состояние более сложна и ее нельзя назвать чисто экспоненциальной, так как она определяется алгебраической суммой двух экспонент.

На рис.10.7 представлены графические зависимости N_Pm(t) и N_sm(t).

Как видно из сопоставления кривых, с увеличением плотности потока нейтронов равновесная концентрация прометия увеличивается, а время ее достижения остается неизменным. Время же стабилизации N_Sm с увеличением Ф уменьшается, хотя сама величина N_Sm^ст при этом не меняется.

Процесс установления стационарного отравления самарием показан на рис.10.7. Скорость достижения стационарного отравления самарием, как видно, существенно зависит от мощности ядерного реактора. Для Ф<10¹⁴ нейтр/(см²с) время установления равновесной концентрации Sm t_уст^Sm, с приемлемой для практических приложений точностью, определяется выражением:

t_уст^Sm = 2,210¹⁵/Ф (5.20).

Рис. 5.7. Изменение концентрации ¹⁴⁹Pm и ¹⁴⁹Sm в работающем реакторе:

1 - при потоке Ф=10¹⁴нейтр/(см²*с);

2 - при потоке Ф=510¹³нейтр/(см²*с).

При потоке Ф>10¹⁴ нейтр/(см²с) использование формулы (5.20) становится неправомерным.

Следует обратить внимание, что для ВВЭР потеря реактивности на стационарное отравление самарием по абсолютному значению примерно в 5 раз меньше потери реактивности на стационарное отравление ксеноном, а время достижения стационарного отравления самарием в 15-20 раз больше времени, стационарного отравления ксеноном.

Рост концентрации ¹⁴⁹Sm влечет за собой снижение запаса реактивности и этот процесс, происходящий в результате распада накопившегося ¹⁴⁹Pm с переходом его в ¹⁴⁹Sm, называют прометиевым провалом.

10 СМОТРИ 4

11 СМОТРИ 5

12 СМОТРИ 6

13

Условие критичности. Из определения критичности следуют два важных в прикладном плане замечания:

а) Реактор может быть критичным на любом уровне мощности. Действи­тельно, из (3.1.1) следует, что каждому конкретному значению средней по объёму топлива плотности нейтронов n(t) = idem соответствует свой постоянный уровень мощ­ности реактора N_р(t) = idem; повышая n, мы автоматически повышаем N_р, и на любом уровне мощности ре­актор в соответствии с данным определением фактически оказывается критичным.

б) Первичным условием поддержания реактора в критическом состоя­нии, выте­кающим из определения критичности, является n(t) = idem, что равносильно условию:

dn/dt = 0, (3.1.2)

то есть скорость изменения во времени средней плотности нейтронов по объёму топлива в реакторе должна быть нулевой.

Это условие неопределённо и практически годно лишь как первая сту­пень для постановки закономерно возникающего вопроса: за счёт чего можно поддерживать в реакторе n(t) = idem или dn/dt = 0?

На этот вопрос в условиях начальной неизвестности можно отвечать только на основе формальной аналогии, свойственной всем природ­ным физическим процессам. Применительно к плотности нейтронов (то есть к числу нейтронов в 1 см³) это логическое утверждение звучит так: скорость изменения плотности нейтронов - есть разница скоростей их появления и исчезновения в рассматриваемом единичном объёме.

Задавая себе вопрос: почему исчезают свободные нейтроны в единич­ном объёме материальной среды активной зоны реактора? - мы на основе своих (пока ещё скудных) знаний уже можем указать два канала исчезно­вения нейтронов из единичного объёма среды:

- во-первых, поскольку нуклиды веществ, составляющих активную зо­ну реактора, в разной степени (определяемой величинами микросечений поглощения) поглощают нейтроны, то первый канал исчезновения нейтронов из единичного объёма любой среды - нейтронная реакция поглощения;

- во-вторых, так как нейтроны в среде активной зоны реактора движутся, причём, с приличными скоростями (выше 2200 м/с!), неизбежна их утечка, как из любого единичного объёма активной зоны, так и из активной зоны в целом; утечка - это второй канал исчезновения нейтронов из единичного объёма активной зоны.

С учётом сказанного логическое уравнение баланса плотности нейт­ронов в единичном объеме среды активной зоны реактора можно записать так:

dn/dt = (скорость генерации нейтронов) - (скорость поглощения их) - (скорость утечки их), (3.1.3)

причём, это логическое уравнение справедливо как для полного чис­ла нейтронов в активной зоне, так и для каждого единичного (и не толь­ко единичного) её объёма.

Единственной известной величиной в правой части (3.1.3) для нас пока является скорость реакции поглощения нейтронов (R_aⁱ = S_aⁱ Ф); как находить скорость утечки нейтронов из единичного объёма активной зоны, нам пока не известно, равно как неизвестно, как найти скорость генера­ции нейтронов в единичном объёме среды. Если говорить о скорости гене­рации нейтронов конкретной энергии Е, то нам пока лишь смутно понятно, что вопрос не исчерпывается лишь скоростью появления нейтронов деления за счёт делений ядер топлива (пропорциональной скорости реакции деле­ния); речь идёт о нейтронах с любой энергией Е, которые могут вызывать деления ядер топлива, а так как ²³⁵U и ²³⁹Pu делятся нейтронами любых свойственных реакторным нейтронам энергий, то условие критичности реа­ктора равноценно условию постоянства плотности нейтронов любой энер­гии в любом единичном объёме активной зоны. Получаются же нейтроны лю­бой энергии Е не только за счёт выхода из реакции деления, но, главным образом, за счёт замедления нейтронов из области более высоких энергий. Кроме того, они исчезают внутри единичного объёма не только за счёт по­глощения в этом объёме, но, главным образом, за счёт замедления с данного уровня энергии в область более низких энергий. Как видим, картина изменения плотности нейтронов любой конкретной энергии получается дос­таточно сложной.

Но без выяснения закономерностей генерации нейтронов любой энергии обойтись нельзя: это вопрос не только академического интереса, это во­прос - практический, т.к. он нацелен на поиск тех доступных чело­веку средств, с помощью которых можно организовывать критическое состо­яние и безопасно управлять мощностью реактора.

Коэффициент размножения бесконечной среды (К∞) – коэффициент размножения теоретический системы, которая представляет собой пространство, полностью заполненное некоторой средой (гомогенной или гетерогенной). В бесконечной среде отсутствует утечка нейтронов, поэтому коэффициент размножения любой конечной системы, состоящей из данной среды будет меньше, чем коэффициент размножения бесконечной среды. Зная коэффициент размножения бесконечной среды можно и оценить критические размеры и массу системы конкретной формы. 6.3. Способы достижения критичности Если известно, что в некоторой среде К∞ больше единицы, то можно создать конечную систему с коэффициентом размножения равном единицы (критическую систему). Достижение критического состояния системы сопровождается рядом физических эффектов, наиболее важные из которых: рост потока нейтронов в системе из-за наличия нейтронного источника в виде спонтанного деления; увеличение потока гамма-квантов из-за появления осколков деления; рост энерговыделения, и вследствие этого повышение температуры элементов системы и их объемное расширение. Указанные эффекты легко регистрируются, поэтому достижение критики может быть установлено с высокой точностью. Существует множество способов достижения критического состояния, рассмотрим наиболее важные из них: Изменение расстояния между двумя подкритическими системами, которые в совокупности представляют надкритическую или критическую систему; Изменение геометрических размеров среды с делящимися материалами; Изменение поглощения в системе за счет выдвижения поглощающих стержней Изменение свойств системы за счет изменения количества замедлителя Изменение свойств системы за счет изменения свойств окружения системы (отражателя) Основные параметры реактора:

- номинальное напряжение – U_н;

- номинальный ток – I_н;

- реактивное сопротивление – Х_р%;

- ток термической стойкости I_т для времени t;

- ток динамической стойкости – i_уд.

14 Реактор ВВЭР-1000: БЗТ и верхний блок

Блок защитных труб (БЗТ) представляет собой сварную металлоконструкцию, состоящую из трех плит, связанных между собой двумя обечайками, 61 защитной трубой СУЗ диаметром 180 мм и 60 защитными трубами системы ВРК диаметром 108 мм.

Блок защитных труб (слайды) предназначен для:

- фиксации и дистанционирования головок ТВС;

- удержания ТВС от всплытия во всех режимах работы реактора, включая аварийные ситуации;

- защиты регулирующих стержней (кластеров) и промштанг приводов ОР СУЗ от воздействия потока теплоносителя;

- обеспечения равномерного выхода теплоносителя во внутрикорпусную шахту и корпус реактора;

- обеспечения разводки направляющих каналов в пределах БЗТ для датчиков системы внутриреакторного контроля (термометров термоэлектрических и каналов нейтронных измерений);

- организации потока для охлаждения крышки верхнего блока;

- размещения сборок «тепловых» образцов-свидетелей.

Н

Рисунок 16 Габаритные размеры БЗТ

а рис.9 указаны габаритные размеры блока защитных труб реактора ВВЭР-1000. В 61 защитную трубу установлены направляющие каркасы, в которых с помощью приводов типа ШЭМ перемещаются траверсы ОР СУЗ. В каждом каркасе защитной трубы предусмотрен плотный канал для установки термометра термоэлектрического для контроля температуры на выходе из активной зоны реактора. Всего в БЗТ размещено 98 плотных чехлов, в том числе 3 чехла для замера температуры теплоносителя под крышкой реактора. Над верхней плитой БЗТ плотные чехлы термометров объединены в 14 стояков ТК, которые расположены на периферийной части БЗТ и

Рисунок 9. Блок защитных труб (БЗТ)

проходят через периферийные трубки в крышке верхнего блока. Количество плотных каналов ТК в стояке 7 шт. Радиусы гибов каналов составляют не менее 600 мм. Чтобы исключить попадание борного раствора в плотные каналы ТК при извлечении и установке БЗТ в реактор, до заполнения шахты реактора борным раствором на стояки ТК устанавливаются заглушки, при помощи которых уплотняются верхние части стояков ТК и производится проверка плотности стояков ТК давлением азота 1.7 кгс/см² с обмыливанием мест уплотнения.

На патрубке ТК реактора ВВЭР-1000 предусмотрен контроль плотности прокладки между фланцем и стояком ТК, прокладка же между фланцем и патрубком не имеет отводящей линии для контроля плотности.

Нижняя опорная плита представляет собой решётку с 163 отверстиями для сопряжения с головками ТВС и отверстиями для прохода теплоносителя из активной зоны в верхнюю камеру смешения.

В верхней и средней плитах предусмотрена перфорация, а на опорном фланце верхней обечайки – щели для обеспечения циркуляции теплоносителя под крышкой ВБ.Нижняя и средняя плиты связаны перфорированной обечайкой.

В верхней плите предусмотрены отверстия М80х6 для транспортировки БЗТ.

Между средней и нижней плитами БЗТ, кроме 61 защитной трубы с направляющими каркасами для СУЗ, установлено 60 защитных труб, в которых по центру проходит направляющий канал для установки сборки ДПЗ (ДПЗ - датчик прямого заряда) канала нейтронных измерений (КНИ). Канал КНИ называется также каналом контроля энерговыделения (ЭВ). В реакторе ВВЭР-1000 сборка КНИ устанавливается внутрь ТВС через центральное отверстие и поэтому может быть установлена только в те ТВС, где отсутствует кластер. В некоторых трубах БЗТ располагаются чехлы для термометров. Радиусы гиба каналов для сборок ДПЗ составляют не менее 1200 мм. Каналы для сборок ДПЗ над верхней плитой объединяются в 16 стояков ЭВ, по четыре канала в каждом стояке. 10 стояков расположены на периферии верхней плиты, 6 стояков ЭВ - в центральной части плиты.

Такому расположению соответствует размещение патрубков на крышке реактора. Верх стояков ЭВ при установке верхнего блока на корпус реактора размещается в патрубках ЭВ ниже разъема. Нейтронные измерительные каналы предварительно устанавливаются в направляющие каналы стояка, а затем уплотняются с фланцем патрубка ЭВ. Эта работа производится над дистанционной решеткой блока.

Фланец с уплотненными на нём КНИ при помощи приспособления устанавливается на патрубок ЭВ, при этом одновременно КНИ устанавливаются в направляющие каналы в пределах БЗТ и ТВС.

Специальными ключами с дистанционной решетки верхнего блока производится уплотнение фланца ЭВ. Основное уплотнение фланца с патрубком ЭВ предусмотрено при помощи никелевой прокладки.

Асбестовая прокладка предназначена, как и на нижних разъемах приводов, для создания полости, из которой выводится трубка контроля плотности разъема.

Перед извлечением БЗТ реактора ВВЭР-1000 промштанги приводов ШЭМ расцепляются с кластерами специальным приспособлением, и каждая промштанга подвешивается в транспортное положение при помощи чеки, которая упирается на ловитель защитной трубы БЗТ.Промштанги в транспортном положении выступают над верхней плитой БЗТ на 450 мм и транспортируются вместе с БЗТ.

На внутренней поверхности опорной обечайки размещены сборки «тепловых» образцов-свидетелей металла корпуса реактора.

Ориентирование БЗТ в плане осуществляется с помощью трех шпонок, приваренных к опорной обечайки БЗТ и входящих в соответствующие пазы, выполненные во фланце внутрикорпусной шахты.

На реакторе ВВЭР-1000 жёсткие упоры от всплытия внутрикорпусной шахты выполнены конструктивно на опорном фланце БЗТ в трех местах. На опорном фланце сверху и снизу при помощи винтов крепятся планки. Высота жестких упоров превышает высоту остальной части фланца. Блок защитных труб реактора ВВЭР-1000 относится к оборудованию первой категории сейсмостойкости. Конструкция БЗТ и способ его закрепления обеспечивает нормальное функционирование при максимальном расчетном землетрясении 9 балов по шкале MSK и обеспечивает прочность при одновременном воздействии нагрузок, вызванных максимальным расчетным землетрясением и нагрузок, вызванных разрывом трубопровода Ду 850 по полному сечению. Перечень режимов и число циклов нагружения, предусмотренных проектом реакторной установке, распространяются на БЗТ при его нагружениях в составе реакторной установке.

Таблица 5. Характеристики БЗТ реактора ВВЭР-1000

№ п/п	Наименование параметров	Значение
	Высота БЗТ, мм	8290
	Наибольший диаметр БЗТ, мм	3550
	Масса БЗТ, кг	60400
	Количество стояков ТК (расположение по периферии), шт.	14
	Количество стояков ЭВ по периферии, шт.	10
	Количество стояков ЭВ в центральной части, шт.	6
	Количество каналов для термометров, шт.	98 в т.ч. под крышкой-3
	Количество каналов для сборок ДПЗ, шт.	64
	Количество плит по высоте в конструкции БЗТ, шт.	3