Инструкция По Эксплуатации Атомного Реактора
Ядерный реактор В ядерном реакторе типа ВВЭР (PWR) обычная некипящая вода является замедлителем нейтронов и теплоносителем и находится под высоким давлением ( 16 МПа). Реактор работает в системе двухконтурной ядерноэнергетической установки (ЯЭУ). Высокое давление теплоносителя вынуждает помещать активную зону с ядерным топливом и системами регулирования внутрь толстостенного стального корпуса, который изготавливается на специализированных заводах (например НПО «Ижорские заводы» в России). Корпус реактора (рис. 4.8) является центральным компонентом первого контура, содержащего компенсатор давления, четыре петли теплопередачи, каждая из которых состоит из парогенератора и главного циркуляционного насоса, и соединительные трубопроводы. Первый контур служит оболочкой для поддержания рабочей температуры и давления теплоносителя, отводящего тепло из реактора.
Эта система выполняет три основные функции: передает тепло из активной зоны реактора к парогенераторам; регулирует реактивность путем изменения концентрации бора и использования регулирующих сборок; регулирует давление с помощью компенсатора давления. Корпус реактора ВВЭР-1000/В-320 Корпус реактора предназначен: служить опорой и удерживать в заданном положении активную зону, внутрикорпусные устройства и приводы органов регулирования; обеспечивать полную герметичность и сопротивление внутреннему давлению; служить защитой от радиоактивных излучений активной зоны. Корпус реактора представляет собой сварную конструкцию, выполненную полностью в заводских условиях и состоящую из двух компонентов – корпуса и крышки. Корпус имеет два ряда по четыре патрубка (D у =850 мм), на уровне верхнего и нижнего ряда этих патрубков выполнено по два патрубка (D у =300 мм) для присоединения трубопроводов системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ).
Ядерный реактор работает слаженно и четко. Иначе, как известно, будет беда. Но что там творится внутри? Попытаемся сформулировать принцип работы ядерного (атомного) реактора кратко, четко. Основной элемент атомной электростанции – ядерный реактор. В нём протекает цепная ядерная реакция, в результате которой выделяется тепло. Реакция эта управляемая, именно поэтому мы можем использовать энергию постепенно, а не получаем ядерный взрыв. Основные элементы ядерного реактора. Ядерное топливо: обогащённый уран, изотопы урана и плутония. Чаще всего используется уран 235; Теплоноситель для вывода энергии, которая образуется при работе реактора: вода, жидкий натрий и др.; Регулирующие стержни; Замедлитель нейтронов; Оболочка для защиты от излучения. Видео работы ядерного реактора. РД 06-13-97 Требования к документам, обосновывающих обеспечение ядерной безопасности при.
Корпус изготовляется из перлитной стали 15Х2НМФА и плакирован изнутри слоем нержавеющей стали. Крышка корпуса сферической формы представляет собой кованую горяче-прессованную деталь, приваренную к кольцевому фланцу с 54 резьбовыми отверстиями для уплотняющих втулок.
В крышке имеются 77 отверстий, к которым приварены переходники: 73 – для приводов органов регулирования и 4 – для термопар. Герметичность между крышкой и корпусом обеспечивается с помощью двух концентрических металлических прокладок круглого сечения.
Корпус реактора опирается на сварные конструкции, закрепленные в бетоне шахты реактора. Корпус реактора, находящийся под воздействием потока нейтронов, требует наибольшего внимания. Ресурс работы корпуса в отечественных и зарубежных реакторах составляет 30 лет. Сказки диснея книги. Условия работы корпуса сложны. Материал корпуса реактора подвергается одновременному воздействию высоких давлений и температур, потоков нейтронов и γ -квантов, которые приводят к повышению твердости и охрупчиванию металла.
Кроме того, существует опасность охрупчивания металла корпуса при насыщении его водородом, который образуется в процессе радиолиза воды под действием ионизирующего излучения и в реакции коррозии железа. Сухая защита корпуса реактора, выполненная с доступом для осмотра корпуса реактора: 1 – обычный бетон; 2 – несущая часть опоры реакторного корпуса; 3 – подача воздуха (тепловой барьер между обычным и серпентинитовым бетоном); 4 – труба для передвижения противовеса приводов ионизационной камеры; 5 – кольцевое сечение для прохода воздуха, охлаждающего серпентинитовый бетон; 6 – труба для опускания привода ионизационной камеры; 7 – опора реакторного корпуса В современных конструкциях шахты реактора предусмотрена возможность периодического контроля металла корпуса (рис. 4.9): между сухой защитой и корпусом реактора имеется свободное пространство с шириной сечения 720 мм. Сухая защита из серпентинитового бетона хорошо удерживает влагу (и, следовательно, водород), уменьшает утечку нейтронов за пределы шахты реактора.
Инструкции На Русском
От возможных повышений температуры корпус реактора защищает воздушное охлаждение. Кроме того, учитывая различия в коэффициентах расширения, на границе между обычным и серпентинитовым бетоном создается тепловой барьер (3) за счет системы воздухоохлаждаемых труб. Внутрикорпусные устройства (ВКУ) служат опорой активной зоны, обеспечивают заданное расположение тепловыделяющих сборок и ограничивают возможности их перемещения. Они обеспечивают заданное положение направляющих каналов органов регулирования между тепловыделяющими сборками и приводом органов регулирования.
Внутрикорпусные устройства направляют поток теплоносителя, обеспечивают защиту от нейтронного и γ -излучения, служат направляющими для датчиков внутриреакторных измерений, поддерживают гирлянды капсул с контрольными образцами. ВКУ спроектированы с таким расчетом, чтобы выдержать напряжения, возникающие при любых условиях работы реактора, включая землетрясения и усталостные нагрузки от вибрации.
Они изготавливаются из аустенитной нержавеющей стали с учетом межкристаллитной коррозии. Основные внутрикорпусные устройства ядерного реактора типа ВВЭР/PWR показаны на рис. Нижняя опорная конструкция активной зоны состоит из:.
шахты активной зоны, имеющей цилиндрическую форму; вертикальные силы передаются на фланец корпуса реактора через верхний фланец шахты активной зоны; соединения на шипах служат опорой нижней части шахты;. нижней опорной плиты, которая несет на себе нагрузку всей массы активной зоны;. выгородки, которая является оболочкой активной зоны, разграничивающей потоки поступающей воды теплоносителя от нагретой в активной зоне.
Верхняя опорная конструкция активной зоны, расположенная над ней, состоит из:. верхней плиты, лежащей на тепловыделяющих сборках;. опорных колонн, которые служат соединительным элементом между опорной плитой направляющих каналов и верхней плитой активной зоны и обеспечивают сохранение заданного расстояния между ними;. опорной плиты направляющих каналов, служащей для передачи вертикальных сил на фланец корпуса реактора;. направляющих каналов органов регулирования. Активная зона реактора ВВЭР-1000 состоит из 163 тепловыделяющих сборок (ТВС), имеющих одинаковые геометрические и механические характеристики.
Их местоположение в активной зоне обеспечивается за счет опорных конструкций. Активная зона охлаждается обессоленной водой под давлением 15,7 МПа, служащей также замедлителем нейтронов. Изменяя концентрацию бора в теплоносителе/замедлителе (впрыскивая в систему борную кислоту Н 3 ВО 3 до 13,5 г/кг), управляют процессом медленных изменений реактивности, включая выгорание ядерного топлива. Остальные процессы изменения реактивности регулируются с помощью кластеров стержней поглощения нейтронов. Тепловыделяющие сборки энергетических водоводяных реакторов: слева – ВВЭР-1000 (Россия), справа – PWR-1300 (EDF, Франция) Рис.
Корпус и внутрикорпусные элементы конструкций энергетического ядерного реактора PWR-1300 (ЕDF, Франция) Первая загрузка активной зоны ядерным топливом делится на три зоны его обогащения изотопом урана-235. Тепловыделяющие сборки с самым высоким процентом обогащения размещаются по периферии, а сборки с наименее обогащенным топливом размещаются в шахматном порядке в центральной зоне. При каждой остановке реактора на перегрузку топлива заменяется третья часть его в активной зоне. Максимально выгоревшее топливо выгружается, свежее топливо загружается в периферийную зону, а остальные сборки переставляются в центральной зоне так, чтобы получить максимально однородное энерговыделение. Равновесие достигается после третьей перегрузки.
Тепловыделяющие сборки (ТВС) нового поколения для реактора ВВЭР-1000 шести гранной формы с жестким каркасом, образованным из 15 дистанционирующих решеток, центральной трубы, 18 направляющих каналов и нижней опорной решетки, содержат 311 твэлов (рис. Таблетка ядерного топлива Нижняя решетка является опорной для твэлов и обеспечивает их разъемное соединение. Дистанционирующая решетка сохраняет определенный интервал между твэлами и состоит из ячеек, изготовленных из тонкостенных труб, сваренных точечной сваркой между собой и центральной втулкой, которая закрепляется на центральной трубе сборки. Нижний хвостовик ТВС обеспечивает распределение расхода теплоносителя в сборке и может быть снабжен фильтром для улавливания частиц. Головка ТВС является частью верхней опорной конструкции сборки и одновременно обеспечивает частичную защиту регулирующих органов. Разработанный корпорацией ТВЭЛ (Россия) тепловыделяющий элемент нового поколения состоит из таблеток спеченого диоксида урана наружным диаметром 7,8 мм с обогащением ураном-235 до 4,95%, помещенных в трубку из холоднодеформированного сплава циркония (Zr – 1,2 Sn – 1,0 Nb – 0,3 Fe), уплотненную и герметично запаянную с обоих концов. Топливные таблетки имеют цилиндрическую форму (рис.
4.12) и состоят из порошка, который подвергается холодному прессованию с последующим спеканием до требуемой плотности. Торцы таблеток имеют небольшие углубления, что обеспечивает более значительное расширение в центре таблетки. Спиральная пружина из нержавеющей стали, прижимающая топливные таблетки сверху, препятствует их перемещению внутри оболочки во время погрузочно-разгрузочных работ и транспортировке перед загрузкой в активную зону реактора.
В процессе изготовления все твэлы герметизируются гелием под давлением 3 МПа, чтобы сократить усилия и деформации и повысить таким образом усталостную прочность. Регулирующие кассеты представляют собой пучок стержней, материал которых поглощает нейтроны. Верхние концы этих стержней закреплены в систему, представляющую собой кластерную траверсу. Стержни поглотителей нейтронов размещаются в направляющих каналах тепловыделяющих сборок. Поглотитель нейтронов заложен в трубку из холоднодеформированной нержавеющей стали и уплотнен концевыми заглушками. Материалом, поглощающим нейтроны, в верхней части стержней является карбид бора В 4 С, в нижней части стержней – титанат диспрозия или гафния (рис.
Инструкции Ру
Линия для производства твэлов на МСЗ «Электросталь» (Россия) Регулирующие кассеты с поглощающими нейтроны стержнями представляют собой систему управления и защиты (СУЗ), которая обеспечивает: контроль и управление мощностью реактора; пуск реактора и вывод его на заданный уровень мощности; перевод реактора с одного уровня мощности на другой; быстрое прекращение цепной реакции деления; необходимое энергораспределение в объеме активной зоны; безопасность реактора, исключая ядерные аварии. Кассеты поглощающих нейтроны стержней объединяются в разные функциональные системы: автоматического регулирования (САР); ручного регулирования (СРР); компенсации реактивности (СКР); аварийной защиты (САЗ). Кассета и поглощающая сборка СУЗ энергетического ядреного реактора ВВЭР-1000 нового поколения б Рис.
Мануал
Парогенератор: а – вариант вертикального парогенератора для ВВЭР-1000: 1 – выход пара; 2 – люк для обслуживания; 3 – вход питательной воды; 4 – вход теплоносителя; 5 – периодическая продувка; 6 – непрерывная продувка; 7 – сепарационные устройства; б – парогенератор PWR-1300 (ЕDF, Франция) Мал. Парогенератор горизонтального типу енергетичного ядерного реактора ВВЕР 1000 Рис. Горизонтальный парогенератор с водным теплоносителем для ВВЭР-1000: 1 – входной коллектор теплоносителя; 2 – теплообменная поверхность; 3 – коллектор раздачи питательной воды; 4 – дырчатый погруженный щит; 5 – ввод питательной воды; 6 – жалюзийный сепаратор; 7 – пароотводящие трубы; 8 – паросборный коллектор; 9 – воздушники; 10 – отвод отсепарированной влаги; 11 – выходной коллектор теплоносителя Рис. Взаимное расположение узлов ядерной паропроизводящей установки (ЯППУ) энергетического ядерного реактора ВВЭР-1000. ГЦН – главный циркуляционный насос; ГЕ – емкость с борной кислотой; ПГ – парогенератор; ББ – барботер; КД – компенсатор давления Рис. Теплотехническая схема парогенераторных установок двухконтурных АЭС с ядерными реакторами ВВЭР: 1 – реактор; 2 – главный циркуляционный насос; 3 – парогенератор; t ′ T – температура теплоносителя на выходе из реактора; t ′′ T – температура теплоносителя на выходе парогенератора; t n B – температура питательной воды; t H – температура насыщения; h – энтальпия Часто одни и те же стержни входят в несколько систем.
Парогенератор является связующим звеном между первым и вторым контурами.