Верхний блок реактора

Верхний блок предназначен для уплотнения главного разъема реактора, размещения приводов СУЗ и электрооборудования СУЗ, размещения выводов коммуникаций системы внутриреакторного контроля и их уплотнения, удержания от всплытия ТВС, БЗТ и внутрикорпусной шахты реактора.

Блок верхний относится к устройствам нормальной эксплуатации и первой категории сейсмостойкости.

Расчетный срок службы ВБ (без приводов СУЗ)-30 лет.

Состав и общее описание вб

К онструкция ВБ представлена на рис.10.

ВБ состоит из следующих основных узлов:

- крышка реактора с патрубками;

- металлоконструкция ВБ;

- траверса в сборе;

- теплоизоляция ВБ;

- приводы СУЗ ШЭМ;

- выводы ТК, КНИ, воздухоудаления и контроля протечек.

Масса верхнего блока с крышкой реактора и металлоконструкцией верхнего блока

- 158.

Высота при транспортировке

- 8285 мм;

Материал металлоконструкции верхнего блока

- ВСт3.

15 Шлакование реактора

Под шлакованием ядерного реактора понимают процесс накопления в топливе стабильных и долгоживущих нуклидов, участвующих в непроизводительном захвате нейтронов и потере реактивности. При работе реактора их концентрация монотонно возрастает, а после остановки не уменьшается.

Всего среди продуктов деления ²³⁵U тепловыми нейтронами насчитывается более 250 различных ядер, около четверти из которых являются шлаками. Потеря реактивности на шлакование определяется зависимостью:

_шл = -q_шл^нз = ( _iⁿ₌₁ _аⁱ/_a⁵ ) ^нз (5.6)

где: q_шл - количественный показатель шлакования (относительное вредное поглощение в шлаках);

^нз - коэффициент использования тепловых нейтронов в топливе без шлаков;

_аⁱ - макроскопическое сечение радиационного захвата тепловых нейтронов i-м шлаком;

n - число образующихся в топливе шлаков.

Таким образом, для вычисления потери реактивности на шлакование возникает необходимость определения количества ядер шлаков N_i в определенные моменты эксплуатации реактора. Каждый нуклид (i) может образовываться и выгорать в результате ядерных реакций.

Скорость образования i-го нуклида в общем случае слагается из трех составляющих:

- скорости увеличения N_i в результате образования ядер i-го нуклида, как непосредственного продукта деления ²³⁵U (будем считать, что это единственный делящийся нуклид) с удельным выходом р_i_f⁵N₅Ф;

- скорости увеличения концентрации i-го нуклида в результате радиационного захвата нейтронов ядрами (i-1)-го нуклида предшественника N_i-1^_с^i-1Ф;

- скорости увеличения N_i в результате радиоактивного -распада i-го нуклида-предшественника _iN_i, где _i - постоянная распада i-го нуклида.

Скорость выгорания i-го нуклида определяется скоростью нейтронных реакций деления (для тяжелых ядер с z>82) N_i_fⁱФ и скоростью радиационного захвата N_i^_c^iФ.

Скорость радиоактивного распада i-го нуклида определяется произведением _iN_i. Таким образом, скорость изменения числа ядер N произвольного i-го нуклида в общем случае приобретает вид:

dN_i/dt = р_i_f⁵N₅Ф + N_i-1^_с^i-1Ф + _iN_i - N_i_fⁱФ - N_i^_с^iФ - _iN_i (5.7а)

Из (5.7.) при принятии ряда упрощающих предположений можно получить крайние (максимальные) оценки количества шлаков N в данный момент времени как:

dN_i/dt = р_i_f⁵N₅Ф - N_i^_с^iФ (5.7в)

Отсюда потеря реактивности на шлакование определяется как:

_шл = -^нз _iⁿ₌₁ (р_i_f⁵/ _a⁵) ( 1 - exp( - (_с⁵/ _a⁵)* z)) (5.8а)

где z - эффективное время (часто употребляемая величина без размерности), которое при Ф=const определяется как z=_a⁵Фt.

Отсюда видно, что по мере выгорания ядерного топлива (увеличения z), потеря реактивности на шлакование непрерывно увеличивается, стремясь к предельному значению. :

_шл = -^нз(_f⁵/ _a⁵) _iⁿ₌₁ р_i (5.8в)

Вполне понятно, что время, необходимое для достижения равновесной концентрации i-го шлака, зависит от величины сечения захвата _сⁱ. Для удобства оценок принято делить шлаки на несколько групп по значениям _сⁱ и отдельно определять потери реактивности из-за накопления шлаков каждой группы.

16 Нейтронно-физические и конструктивные особенности РБМК-1000.

К основным достоинствам канальных энергетических реакторов, подтвержденным более чем 55-летнимопытом разработки и эксплуатации их в нашей стране, можно отнести следующие.

Дезинтегрированность конструкции:

•отсутствие проблем, связанных с изготовлением, транспортировкой и эксплуатацией корпуса реактора и парогенераторов;

•более легкое, по сравнению с корпусными реакторами, протекание аварий при разрывах трубопроводов контура циркуляции теплоносителя;

•большой объем теплоносителя в контуре циркуляции.

Непрерывная перегрузка топлива:

•малый запас реактивности;

•уменьшение продуктов деления, одновременно находящихся

вактивной зоне;

•возможность раннего обнаружения и выгрузки из реактора ТВС с негерметичными твэлами;

•возможность поддержания низкого уровня активности теплоносителя.

Аккумулирование тепла в активной зоне (графитовая кладка):

•возможность перетока тепла от каналов обезвоженной петли к каналам, сохранившим охлаждение, при организации «шахматного» расположения каналов различных петель;

•уменьшение скорости роста температуры при авариях с обезвоживанием.

Высокий уровень естественной циркуляции теплоносителя, позволяющий длительное время расхолаживать реактор при обесточивании энергоблока.

Возможность получения требуемых нейтронно-физическиххарактеристик активной зоны.

Гибкость топливного цикла:

•малое обогащение топлива;

•возможность дожигать после регенерации отработанное топливо из реакторов ВВЭР;

•возможность наработки широкого спектра изотопов.

Недостатки канальных водографитовых реакторов:

•сложность организации контроля и управления из-забольших размеров активной зоны;

•наличие в активной зоне конструкционных материалов, ухудшающих баланс нейтронов;

•сборка реактора на монтаже из отдельных транспортабельных узлов, что приводит к увеличению объема работ в условиях стройплощадки;

•разветвленность циркуляционного контура реактора, увеличивающая объем эксплуатационного контроля основного металла и сварных швов и дозозатраты при ремонте и обслуживании;

•образование за счет материала графитовой кладки дополнительных отходов при снятии реактора с эксплуатации.

Конструкция реактора РБМК-1000

Реактор РБМК-1000(рис. 2.1) тепловой мощностью 3200 МВт представляет собой систему, в которой в качестве теплоносителя используется легкая вода, а в качестве топлива− двуокись урана.

Реактор РБМК-1000− гетерогенный,уран-графитовый,кипящего типа, на тепловых нейтронах предназначен для выработки насыщенного пара давлением 70 кг/см2. Теплоноситель− кипящая вода. Основные технические характеристики реактора приведены в табл. 2.1.

Рис. 2.1. Разрез блока с реактором РБМК-1000

Комплекс оборудования, включающий в себя ядерный реактор, технические средства, обеспечивающие его работу, устройства вывода из реактора тепловой энергии и преобразования ее в другой вид энергии, как правило, называют ядерной энергетической установкой. Приблизительно 95 % энергии, выделяющейся в результате реакции деления, прямо передается теплоносителю. Около 5 % мощности реактора выделяется в графите от замедления нейтронов и поглощения гамма-квантов.

Реактор состоит из набора вертикальных каналов, вставленных в цилиндрические отверстия графитовых колонн, а также верхней и нижней защитных плит. Легкий цилиндрический корпус (кожух) замыкает полость графитовой кладки.

Кладка состоит из собранных в колонны графитовых блоков квадратного сечения с цилиндрическими отверстиями по оси. Кладка опирается на нижнюю плиту, которая передает вес реактора на бетонную шахту. Топливные каналы и каналы регулирующих стержней проходят через нижние и верхние металлоконструкции.

Приводы регулирующих стержней расположены над активной зоной в районе верхней защитной конструкции реакторного зала.

Реактор оснащен двумя одинаковыми петлями охлаждения. К каждой петле подключено по 840 параллельных вертикальных каналов с тепловыделяющими сборками (ТВС).

Петля охлаждения имеет четыре параллельно включенных главных циркуляционных насоса (три работающих, подающих по 7000 т/ч воды с напором 1,5 МПа, и один резервный).

Вода в каналах нагревается до кипения и частично испаряется. Пароводяная смесь со средним массовым паросодержанием 14 % отводится через верхнюю часть канала и пароводяную коммуникацию в два горизонтальных гравитационных сепаратора. Отделенный в них сухой пар (влажность не более 0,1 %) при давлении 7 МПа поступает из каждого сепаратора по двум паропроводам в две турбины электрической мощностью по 500 МВт, а вода после смешения с конденсатом пара по 12 опускным трубам подается во всасывающий коллектор ГЦН.

Таблица 2.1 Основные технические характеристики реактора

	Параметр	Величина
	Номинальная тепловая мощность реактора, кВт	3,2×106
	Номинальный расход теплоносителя через реактор, м3/ч	48−50×103
	Паропроизводительность, т/ч	5400
	Среднее массовое паросодержание на выходе	14,5
	из реактора, %
	Температура теплоносителя, °С,	270/284,5
	на входе в ТК/ на выходе из ТК
	Давление теплоносителя,	79,6/75,3
	кгс/см2, на входе в ТК/ на выходе из ТК
	Загрузка реактора, т	189,7
	Обогащение топлива, %	2,4
	Выгорание топлива в ТВС, МВт·сут/т,
	среднее по реактору в стационарном режиме	22 500
	перегрузок (кампания 1300 эфф. сут)
	Общее количество ТК – 1661 шт., из них:
	ТК для установки ТВС	1156
	Общее количество каналов СУЗ − 227,
	из них под установку:
	стержней БАЗ	24

12

	Окончание табл. 2.1
Параметр		Величина
стержней ЛАР		12
стержней РР		143
стержней УСП		32
ДКЭ по высоте активной зоны		12
Диаметр активной зоны, мм		12 000
Высота активной зоны, мм		7000
Толщина бокового отражателя, мм		1000
Шаг технологической решетки, мм		250×250
Проектный срок службы реактора, лет		30

Конденсат отработавшего в турбинах пара возвращается питательными насосами через сепараторы в верхнюю часть опускных труб.

Теплоноситель поступает в топливные каналы снизу при температуре 270 °С. Расход теплоносителя по каждому топливному каналу может регулироваться независимо индивидуальным запор-но-регулирующимклапаном.

17 Опора корпуса

На рис.3 приведена опорная конструкция корпуса. На наружной поверхности опорной обечайки выполнен опорный бурт с пазами для закрепления реактора на опорной ферме. Корпус реактора закрепляется в бетонной шахте реактора посредством опорной и упорных конструкций. Опорная конструкция удерживает корпус реактора от поперечных перемещений, упорная – от продольных. Закрепление корпуса реактора рассчитано на нагрузки, возникающие при разрыве

трубопровода Ду 850 и землетрясениях.

На наружной поверхности опорной обечайки под нижним рядом патрубков Ду 850 выполнен опорный бурт высотой 110 мм и диаметром 4690 мм. Он предназначен для закрепления реактора на опорном кольце. Опорный бурт выполнен также как переход от толщины стенки 285 мм к толщине 192,5 мм по основному металлу и, соответственно, 292 мм и 199,5 мм с учётом антикоррозионной наплавки, для стыковки опорной обечайки с обечайкой цилиндрической части корпуса. Длина опорной обечайки - 1140 мм.

На опорном бурте корпуса выполнено 22 выреза в продольном направлении. В проектное положение корпус реактора устанавливается опорным буртом на опорное кольцо и при помощи шпонок, которые крепятся к опорному кольцу, корпус реактора фиксируется от разворота в плане. Вырезы на опорном бурте одновременно обеспечивают допускаемый железнодорожный габарит.

Кольцо опорное предназначено для опирания корпуса на опорную ферму и передачи усилий от его веса, а также для его фиксации корпуса реактора в плане. Кольцо опорное представляет собой точёное кольцо, закрепляемое с помощью деталей крепления реактора на ферме опорной.

Для исключения образования задиров между опорным буртом корпуса и кольцом опорным установлены секторы с повышенной твёрдостью. Для фиксации корпуса от разворота в плане, в пазы опорного бурта и соответствующие им пазы кольца опорного устанавливаются шпонки. Для предотвращения опрокидывания корпуса на опорный бурт установлены накладки, закреплённые на кольце опорном с помощью шпилек. Установку корпуса по высоте производят с помощью клиновых шпонок, располагаемых под опорным кольцом. С помощью фиксаторов, привариваемых к балкам опорной фермы, производят установку кольца в плане. В прорези фиксаторов заводятся клинья, предотвращающие отрыв кольца от шпонок.

Кольцо опорное устанавливается на ферму опорную через систему клиньев и закрепляется на нем фиксаторами и клиновыми шпонками ( рис.3).

Упорное кольцо предназначено для предотвращения опрокидывания корпуса при разрыве трубопроводов Ду 850 мм и нагружении горизонтальными сейсмическими воздействиями и представляет собой точёное кольцо с прорезями под закладные детали (шпонки) консоли шахты и устанавливаются на буртик фланца корпуса. Посадка упорного кольца на фланец корпуса обеспечивается за счёт установки клиньев, а на шпонки бетонной консоли – за счёт костылей, подгонка которых осуществляется по месту с последующей приваркой к шпонкам.

Для установки кольца упорного на наружной поверхности фланца выполнен бурт.

18 Эффекты и коэффициенты реактивности: барометрический, паровой, пустотный

1. 19 Нейтронно-физические и конструктивные особенности БН-600.

Главная особенность ядерных реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что они открывают возможность использования не делящихся в реакторах на тепловых нейтронах изотопов тяжёлых элементов. В топливный цикл могут быть вовлечены запасы ²³⁸U и ²³²Th, которых в природе значительно больше, чем ²³⁵U — основного топлива для реакторов на тепловых нейтронах. В том числе может быть использован и так называемый «отвальный уран», оставшийся после обогащения ядерного топлива ²³⁵U.

Реакторы на быстрых нейтронах дают реальную возможность расширенного воспроизводства ядерного топлива. Это значит, что, например, на 100 разделившихся ядер топлива в реакторах на быстрых нейтронах образуется примерно 120—140 новых ядер, способных к делению.

Активные зоны (АЗ) реакторов на быстрых нейтронах (БН) весьма существенно отличаются от активных зон реакторов на тепловых нейтронах.

Экономически необходимая средняя глубина выгорания уран-плутониевого топлива в БН должна составлять 100—150 МВт·сут/кг, т. е. она должна быть в 2,5—3 раза выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах, что обусловлено высокой стоимостью топлива БН. Для достижения указанной глубины выгорания требуется высокая радиационная стойкость ТВЭЛ и ТВС БН, необходимая стабильность геометрических параметров, сохранение герметичности и пластичности оболочек ТВЭЛ, их совместимость с продуктами деления и устойчивость к коррозионному воздействию теплоносителя и т. п. Активная зона БН окружена в радиальном и осевом направлениях зонами воспроизводства (экранами), заполненными воспроизводящим материалом — обедненным ураном, содержащим 99,7—99,8 % ²³⁸U.

Главная же особенность использования уран-плутониевого топлива в БН состоит в том, что в его активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается бо́льшим выходом (на 20—27 %) вторичных нейтронов, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это создает основную предпосылку для получения высокого значения коэффициента воспроизводства и обеспечивает расширенное воспроизводство ядерного топлива в реакторах-размножителях.

Использование натрия в качестве теплоносителя требует решения следующих задач:

• чистота натрия, используемого в БН. Необходимо достичь 99,95 %, то есть не более 5·10⁻⁴ примесей. Большие проблемы вызывают примеси кислорода из-за участия кислорода в массопереносе железа и коррозии компонентов;

• натрий является очень активным химическим элементом. Он горит в воздухе и других окисляющих агентах. Горящий натрий образует дым, который может вызвать повреждение оборудования и приборов. Проблема усложняется в случае, если дым натрия радиоактивен. Горячий натрий в контакте с бетоном может реагировать с компонентами бетона и выделять водород, который в свою очередь взрывоопасен. Для устранения опасности натрий и продукты его сгорания следует тщательно контролировать;

• возможность реакций натрия с водой и органическими материалами. Особенно это важно для конструкции парогенератора, так как утечка из водяного контура в натриевый приводит к быстрому росту давления.

Стабильность быстрых реакторов зависит от параметров, перечисленных ниже:

• пустотного натриевого коэффициента.

• Изменение в реактивности происходит при изменении плотности натриевого теплоносителя (или полного оголения АЗ). Натриевый пустотный коэффициент может быть положительным или отрицательным, зависит от размеров АЗ, геометрии и состава материалов;

• механических расширений ТВЭЛ.

• При увеличении уровня мощности реактора происходит тепловое расширение топливных сборок. Это эффективно увеличивает размеры АЗ, тем самым уменьшается ее реактивность;

• радиоактивность первого контура.

Радиоактивные изотопы ²⁴Na, ²²Na являются продуктами активации, возникающими вследствие нейтронного облучения натрия первого контура. Периоды полураспада ²⁴Na и ²²Na составляют соответственно 15 ч и 2,6 года. Как результат, радиоактивность натрия первого контура остается высокой в течение значительного времени после остановки реактора. Касаясь только ²⁴Na, отметим, что требуется более четырех суток после остановки реактора, прежде чем персонал сможет находиться вблизи больших количеств натриевого теплоносителя.

Переход к серийному сооружению АЭС с БН осложнён многими не отработанными в промышленном масштабе технологическими процессами и нерешёнными вопросами оптимальной организации их ядерного топливного цикла (ЯТЦ), который должен базироваться на плутонии, и может быть только замкнутым с очень коротким (до 1 года) временем внешнего цикла (химическая переработка отработавшего топлива и дистанционно управляемое изготовление свежего топлива).

Удельные капиталовложения в АЭС с БН в настоящее время значительно (1,5—2 раза) превышают удельные капиталовложения в АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. Сдерживающее влияние на развитие БН оказывает также пока благополучное положение в мире с ресурсами относительно дешевого урана.