Требования к порядку проведения и устройствам перегрузки.

При проведении перегрузочных и ремонтных работ организационными мероприятиями и, по возможности, техническими средствами должно предотвращаться случайное попадание во внутреннее пространство первого контура посторонних предметов.

В реакторах, где перегрузка осуществляется с расцеплением рабочих органов СУЗ, перегрузка должна проводиться при введенных в активную зону рабочих органах СУЗ и других средствах воздействия на реактивность. При этом минимальная подкритичность реактора в процессе перегрузки с учетом возможных ошибок должка составлять не менее 0,02.

В реакторах, где перегрузка осуществляется с расцеплением рабочих органов СУЗ и реактивность компенсируется раствором жидкого поглотителя, перегрузка должна проводиться при введенных в активную зону рабочих органах СУЗ и других средствах воздействия на реактивность. Концентрация раствора жидкого поглотителя должна быть доведена до такого значения, при котором (с учетом возможных ошибок) обеспечивается подкритичность реактора не менее 0,02 (без учета введенных рабочих органов СУЗ).

В реакторах, в которых при перегрузках необходимая подкритичность обеспечивается раствором жидкого поглотителя, должны быть предусмотрены технические и организационные мероприятия, обеспечивающие при перегрузках исключение подачи чистого конденсата в реактор и первый контур.

В реакторах корпусного типа с верхним расположением приводов СУЗ конструкция реактора и исполнительных механизмов СУЗ должны обеспечивать расцепленное состояние рабочих органов СУЗ при снятии верхнего блока; при этом средства диагностики должны регистрировать расцепленное состояние.

Перегрузка топлива на остановленном реакторе канального типа должна проводиться при взведенных рабочих органах A3. При этом минимальная подкритичность реактора в процессе перегрузки с учётом возможных ошибок должна составлять не менее 0,02.

Для реакторных установок, на которых перегрузка проводится при работе реактора на мощности, в техническом проекте РУ должны быть обоснованы и определены допустимые эксплуатационные режимы работы РУ (мощность, расход теплоносителя и др.) в процессе перегрузки, а также обоснована эффективность средств, используемых для подавления избыточной реактивности, ввод которой возможен из-за ошибок загрузки или непредусмотренных эффектов реактивности.

При проведении перегрузки при работе реактора на мощности не должна нарушаться герметичность первого контура РУ, а также должны быть предусмотрены средства для проверки отсутствия утечек теплоносителя из первого контура РУ.

После завершения перегрузки должны быть проведены испытания по подтверждению основных проектных и расчетных нейтронно-физических характеристик активной зоны.

21. Перегрузка реакторов типа РБМК (технология, механизмы, безопасность)

Под перегрузкой реактора понимается процесс замены тепловыделяющих сборок (ТВС), дополнительных поглотителей (ДП) или столба воды (СВ) в технологическом канале (ТК) работающего или заглушенного реактора.

Началом перегрузки считается операция наведения разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ) на заданный ТК, окончанием – замер зазора «клык-паз» вновь загерметизированной запорной (щариковой) пробки в ТК или замер зазора «В» вновь загерметизированной запорной (винтовой) пробки в ТК. В настоящем учебном пособии принимаются следующие понятия:

Штатная перегрузка – процесс перегрузки с помощью РЗМ ТК реактора, работающего на мощности или расхоложенного, с исправной РЗМ и без отклонений от типового процесса перегрузки для данного планового режима работы реактора;

Условно-штатная перегрузка – процесс перегрузки с помощью РЗМ ТК реактора, работающего на мощности или расхоложенного, с заранее допущенными (санкционированными) отклонениями от типового хода процесса (с дефектом по РЗМ, специзделию или ТК);

Осложнённая (неуспешная 1) перегрузка – процесс перегрузки с помощью РЗМ ТК реактора, работающего на мощности или расхоложенного, в течение которого имели место отклонения от типового хода процессов для РЗМ данного энергоблока (завышение или занижение параметров, отказ в работе систем, приборов или регистраторов), не приведшие к срыву задания на перегрузку и к развитию инцидента за пределы оборудования РЗМ;

Несостоявшаяся (неуспешная 2) перегрузка – процесс перегрузки с помощью РЗМ ТК реактора, работающего на мощности или расхоложенного, в течение которого не удалось выполнить задание по перегрузке или пришлось менять режим работы энергоблока для обеспечения окончания перегрузки;

Аварийная (неуспешная 3) перегрузка – процесс перегрузки с помощью РЗМ ТК реактора, работающего на мощности или расхоложенного, в течение которого пришлось использовать аварийные режимы эксплуатации РЗМ, реактора или энергоблока;

Комиссионная перегрузка – плановая или неплановая перегрузка ТК, зтапы которой (один или несколько) контролируются комиссией, созданной по распоряжению ГИС (ЗГИСэ).

Для примера рассмотрим перегрузку на АЭС, с канальным типом реактора:

На АЭС с канальными реакторами в большинстве случаев перезарядку ядерного топлива проводят непрерывно на рабочем ходу, т. е. без остановки реактора, с помощью специальной разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ). Такой способ планомерной, непрерывной (в течение рабочей кампании между очередными остановками реактора для ремонтных и профилактических работ) замены выгоревших ТВС свежими позволяет поддерживать оптимальный запас реактивности реактора и требуемое распределение знерговыделения по высоте и радиусу активной зоны.

Опыт эксплуатации энергоблоков с реакторами РБМК-1000 показывает, что в установившемся режиме работы необходимо заменять каждые сутки 3-5 выгоревших ТВС свежими.

Для АЭС с реакторами РБМК-1000 возможен также и режим частичных перегрузок топлива в реакторе. В режиме частичных перегрузок ТВС заменяются на остановленном и расхоложенном реакторе так же, как и на реакторах ВВЭР. При этом расхолаживание теплоносителя в КМПЦ проводится до температуры 343-353К, а графитовой кладки реактора – до температуры ниже 373 К.

В процессе работ по перезарядке ТВС в активной зоне при заглушенном реакторе нужно строго соблюдать требования правил ядерной безопасности и обеспечивать необходимую подкритичность реактора, которая для реактора РБМК-1000 должна быть не менее 0,5β при взведенных стержнях аварийной защиты в наиболее неблагоприятных условиях (например, даже при отсутствии воды в контуре охлаждения стержней СУЗ).

Картограмма (размещение) установки свежих и извлечения выгоревших ТВС, а также дополнительных поглотителей в активной зоне реактора составляется на основе расчетов по специальным программам на ЭВМ, исходя из необходимости создания максимально возможного запаса реактивности и недопущения образования локальных критических масс. При этом новая загрузка должна позволять получить хорошее распределение энерговыделения по объему активной зоны реактора.

Для улучшения распределения энерговыделения по активной зоне в реакторах РБМК-1000 кроме штатных стержней СУЗ используются дополнительные поглотители – столбы воды (т. е. технологические каналы с водой, в которые ТВС не поставлены), стержни-поглотители, устанавливаемые в центральные трубки ТВС. Для выравнивания энерговыделения по радиусу активной зоны целесообразно свежие ТВС устанавливать в основном в периферийной зоне (как и в реакторе ВВЭР). Опыт показывает, что в режиме частичных перегрузок правильное размещение по активной зоне реактора РБМК-1000 свежих и выгоревших ТВС в сочетании с дополнительными поглотителями, стержнями-поглотителями и столбами воды позволяет иметь хорошие значения коэффициентов неравномерности распределения энерговыделения (Kr = 1,25÷1,35; Kz = 1,3÷1,35) в течение топливной кампании.

Во время очередной остановки реактора для частичной замены выгоревших ТВС стремятся создать запас реактивности, достаточный для длительной работы энергоблока. Опыт эксплуатации показывает, что за счет выгорания топлива при работе энергоблока с реактором РБМК-1000 на номинальной мощности запас реактивности снижается на 2*10^-2% в сутки. В исходном же состоянии активной зоны реактора после очередной перезарядки топлива запас реактивности на выгорание составляет около 1%. Поэтому режим частичных перегрузок для АЭС с реакторами РБМК-1000 требует довольно частых остановок энергоблока (через каждые 2 мес.) и, как правило, применяется ограниченно только в начальный период эксплуатации. В установившемся режиме эксплуатации перезарядка топлива ведется непрерывно на работающем реакторе с помощью разгрузо-загрузочной машины. Основными конструкционными узлами разгрузо-загрузочной машины являются: мостовой кран, защитный контейнер, герметичный скафандр и вспомогательные транспортно-технологические механизмы. При работе реактора на мощности разгрузо-загрузочная машина выводится на координату любого технологического канала и стыкуется с его головкой. Затем после герметизации и подачи в канал охлаждающей воды извне извлекается выгоревшая ТВС и размещается в скафандре, а на ее место устанавливается свежая сборка. После уплотнения головки технологического канала проводится обратная расстыковка. Выгоревшие ТВС транспортируются в защитном контейнере разгрузо-загрузочной машиной в бассейны выдержки, где они хранятся до 2-3 лет. На остановленном реакторе РБМК-1000 операции по замене выгоревших ТВС свежими могут выполняться с помощью как разгрузо-загрузочной машины, так и мостового электрического крана с использованием специальных защитных приспособлений.

22. Перегрузка реакторов типа БН (технология, механизмы, безопасность)

В реакторах типа БН открывать контур невозможно (т.к. натрий горюч). Над уровнем Na находится аргон (P_Ar > P_атм) для предотвращения окисления Na воздухом.

1) Во время перегрузки необходимо постоянно поддерживать инертную атмосферу над уровнем натрия.

2) Из-за очень большого энерговыделения в активной зоне перегрузку проводят в два этапа. Сначала сборка перемещается на край, за зону воспроизводства. Там она выдерживается с целью снижения остаточного энерговыделения до следующей перегрузки (сборка охлаждается натрием). Иначе сборка расплавится.

ЗВ – из обеднённого урана. За ней может быть ряд просто стальных сборок, а дальше ряд гнёзд, куда можно ставить сборки из зоны. Сборки из ЗВ могут извлекаться без выдержки в ВРХ, т.к. имеют намного меньшее тепловыделение, чем сборки из активной зоны.

Реактор закрыт сверху двумя поворотными пробками. С помощью поворотных пробок можно навести гнёзда для ТВС на любую ячейку активной зоны. Пробки также выполняют роль верхней биологической защиты.

Большая поворотная пробка

Малая поворотная пробка

Гнёзда для ТВС

Все устройства перегрузки можно разделить на:

1) Внешние

2) Внутренние:

– поворотные пробки

– механизмы перегрузки

– элеватор

БВ

ОГ

ОБ

ПБ

МПС

МПС

БСС

БОС

Задвижки

Элеватор

Подъёмник

Гильза подъёмная

ОБ – обмывной бокс

БОС – барабан отработавших сборок

БСС – барабан свежих сборок

МПС – механизм передачи сборок

Гидрозатвор залит эвтектическим сплавом Sn + Bi, объём которого при плавлении или замерзании практически не меняется. Сплав находится в ванне с электронагревателем.

На малой пробке расположены все привода СУЗ. Перед перегрузкой их необходимо поднять, чтобы они не цепляли головки ТВС.

Для перегрузки реактор останавливается. температура снижается до температуры насыщения в парогенераторе (≈ 230 – 240ºС), уровень понижается. Давление в газовой полости: при работе: – 0,6 атм; после снижения температуры – 0,3-0,4 атм; после откачки аргона – 0,04. До нуля давление снизить нельзя, так как нужно контролировать плотность контура. В работе обычно находятся четыре насоса на четверти оборотов. Уровень понижается таким образом, чтобы сборка, вытащенная из активной зоны, была вся в натрии (при этом происходит отвод тепла от сборки за счёт конвекции).

Механизм перегрузки – захват, который выполняет две операции:

– опускает захват на головку сборки и зажимает её.

– поднимает сборку над зоной и помещает её в ВХР.

Элеватор используется при необходимости выгрузить или загрузить сборку.

Элеватор – наклонная штанга, на которой перемещается гильза, в которую можно поставить сборку. В верхнем положении головка сборки выше уровня натрия. Перегрузочный бокс находится выше уровня центрального зала.

Элеваторов два:

– элеватор загрузки

– элеватор выгрузки

Перегрузка:

1)Проводится загрузка свежих сборок в БСС, отсечение от центрального зала, сборки разогреваются.

2)Берётся сборка из ВРХ и переставляется в БОС, который должен быть пустым к этому моменту.

3)Сборка из зоны переставляется в ВРХ

4)Свежая сборка из БСС опускается в зону.

5)ПБ отсекается от реактора.

6)В ОБ ТВС отмываются от Na и далее помещаются в БВ.

Внешняя система перегрузки:

Боксы заполнены аргоном. Во время работы реактора бокс и реактор отсоединяются друг от друга запорным устройством.

Внутри бокса ходит машина (МПС) – это захват, который может опустить, захватить и поднять сборку внутрь бокса.

МПС перемещается до БОС, сборка опускается в барабан и отцепляется.

БСС ­– карусельное устройство (гнёзда под сборки на поворотном устройстве). Имеет два выхода:

– в центральный зал (из него сборки вручную загружаются в БСС, затем он отключается, воздух заменён на аргон, сборки разогреты до 100ºС)

– в ПБ

БОС – стоит в ванне, заполненной натрием, имеется система циркуляции для отвода тепла.

Вопросы безопасности.

1)Для регулирования используются только борные стержни. Поэтому в зону ставится мощный источник (сурьмяно-бериллиевый). Он даёт возможность контролировать любые перемещения сборок в зоне.

2)Радиационная безопасность.

Главный источник активности – Na24, от основной части излучения защишает верхняя защита. По бокам имеются герметичные стены толщиной 1м, заполненные аргоном и засыпанные свинцовой дробью.

3)Перестановка сборок ведётся под уровнем натрия, что обеспечивает отвод тепла.

Чтобы сборку поставить в воду без натриевого взрыва, её необходимо отмыть от натрия. Для этого предусмотрены ОГ: подаётся N₂, подаётся пар, далее подается вода (после того, как реакция с паром закончилась, Н₂ перестаёт выделяться).

Труба, выходящая из ОГ, проходит через пробоотборники, измеряющие радиоактивность (по воде; судят о целостности сборки).

Сборки выдерживаются 3 года в бассейне выдержки.

По завершении перегрузки все механизмы приводятся в рабочее состояние. Пробки приводятся в такое положение, чтобы привода СУЗ оказались над стержнями. Гидрозатворы замораживаются. Закрываются пробки, отделяющие реактор от ПБ. Все СУЗ сцепляются.

Особенность БН-600: Если известно, что сборка дефектная, чтобы не загрязнять воду в БВ, делают следующее:

есть гильза с расплавленным свинцом, куда можно поставить сборку, не отмывая от натрия (Na и Pb растворяются друг в друге). После затвердевания пенал со свинцом опускается в БВ.

23. Требования к водно-химическому режиму контуров АЭС ВВЭР и РБМК. Влияние ВХР на условия эксплуатации. Чем определяется различие ВХР ВВЭР и РБМК.

В первом контуре при работе энергоблока на энергетических уровнях мощности должен применяться слабощелочной восстановительный аммиачно-калиевый водно-химический режим с борной кислотой.

Водно-химический режим первого контура должен обеспечивать:

· подавление образования окислительных продуктов радиолиза при работе на мощности;

· проектную коррозионную стойкость конструкционных материалов оборудования и трубопроводов в течение всего срока эксплуатации энергоблока;

· минимальное количество отложений на поверхностях топливных кассет активной зоны и теплообменной поверхности парогенераторов;

· минимизацию накопления активированных продуктов коррозии.

Подавление образования окислительных продуктов радиолиза обеспечивается поддержанием концентрации водорода в диапазоне допустимых значений посредством непрерывного или периодического дозирования аммиака или гидразин-гидрата, радиолитически разлагающихся с образованием водорода и азота.

Снижение при работе на мощности интенсивности роста отложений на поверхностях тепловыделяющих сборок и накопления активированных продуктов коррозии на поверхности обслуживаемого оборудования обеспечивается поддержанием суммарной молярной концентрации щелочных металлов (калия, лития и натрия) в соответствии с оптимальной координирующей зависимостью их от текущей концентрации борной кислоты.

К нормируемым показателям относятся показатели качества теплоносителя, поддержание которых в диапазоне допустимых значений обеспечивает целостность топливных кассет активной зоны реактора, проектный ресурс безопасной эксплуатации оборудования первого контура и удовлетворительную радиационную обстановку при ремонте оборудования.

Отклонения нормируемых показателей качества теплоносителя подразделяются на уровни. Для каждого уровня установлены как предельные значения показателей качества теплоносителя, так и максимально-допустимое время работы энергоблока.