Статья: Инновационная сухая защита реактора ВВЭР-ТОИ

ФГБОУ ВПО «МГСУ»

Инновационная «сухая» защита реактора ВВЭР-ТОИ

А.В. Есенов, А.П. Пустовгар,

П.А. Лавданский, Б.К. Пергаменщик

Шахта реактора является несущей конструкцией реакторного отделения атомной станции, поэтому температурные и радиационные нагрузки на тяжелый бетон шахты реактора ограничены. Они появляются вследствие радиационного и конвекционного разогрева, поэтому между шахтой и корпусом реактора располагается радиационная защита.

В реакторах ВВЭР первого поколения в качестве радиационно-теплового экрана применялась конструкция в виде кольцевого цилиндрического стального бака заполненного водой [1]. Водород в составе воды обеспечивает эффективное замедление нейтронного излучения. Но опасность образования течи, необходимость создания систем постоянного отвода водорода, а также периодического обслуживания в условиях высокого радиационного фона привело к решению заменить водяной бак на конструкцию из серпентинитового бетона, которая не требует обслуживания в течение всего периода эксплуатации АЭС и носит название «сухой» защиты.

«Сухая» защита (СЗ) располагается вокруг корпуса реактора и представляет собой металлический цилиндрический бак, заполненный серпентинитовым бетоном.

Помимо снижения тепловых и радиационных нагрузок на обычный бетон шахты реактора, СЗ также предназначена для формирования потока тепловых нейтронов, необходимых для работы ионизационных камер системы управления и защиты реактора.

Существует два варианта конструкции СЗ. Сборный вариант (рисунок 1) состоит из 10 геометрически идентичных блоков, которые заполнены серпентинитовым армированным бетоном. Другая модификация этой конструкции (рисунок 2) представляет собой металлический кольцевой цилиндрический бак, который состоит из двух секций. Каждая секция поставляется в виде трех сегментов, которые объединяются в цилиндры. Внутренняя часть конструкции оборудована вертикальными и горизонтальными диафрагмами жесткости. [2,3]

Рисунок 1 Металлоконструкция сборной сухой защиты реактора

Рисунок 2 Металлоконструкция бакового варианта сухой защиты

Возведение СЗ включает в себя три основных этапа: бетонные работы, термообработка серпентинитового бетона и монтаж СЗ (таблица 1)

Таблица 1

Основные этапы возведения СЗ

В условиях повышенных температур, возникающих вследствие конвекционных и радиационных нагрузок, происходит разогрев серпентинитового бетона. В период эксплуатации, особенно в некоторых аварийных ситуациях возможно повышение температуры до 100-150°С с интенсивным образованием парогазовой смеси и водорода. С целью нормальной работы ионизационных камер и исключения накопления взрывоопасного водорода, из бетона должна быть удалена свободная и поровая вода. Для этого СЗ подвергается термообработке по заданному режиму (рисунок 3), который обеспечивает стабилизацию свойств серпентинитового бетона. [4]

Рисунок 3 Термообработка СЗ

Для высоких защитных свойств по отношению к нейтронам всех энергий в составе бетона должно содержаться не менее 7-8 массовых % воды, поэтому в качестве крупного и мелкого заполнителя бетона СЗ используется горная порода метаморфического происхождения серпентинит. Серпентинит пригоден как заполнитель для бетона и способен сохранять до 12-14 массовых % кристаллизационной воды при температурах до 400-450?С. [5-7]

Одним из основных недостатков серпентинитового бетона является низкая подвижность получаемой бетонной смеси, что может стать причиной образования каверн и пустот в СЗ при ее возведении, особенно в угловых зонах внутренних диафрагм металлического бака СЗ. Устранение дефектов бетонирования может привести к задержке строительства АЭС, так как монтаж СЗ находится на критическом пути ее строительства.

Накопленный опыт в строительстве железобетонных конструкций позволил сделать вывод о необходимости внедрения последних разработок в области материаловедения для модернизации серпентинитового бетона. В этой связи были разработаны 2 состава серпентинитового бетона с модифицирующими добавками. Благодаря более высокой подвижности бетонной смеси повышается технологичность и качество бетонирования СЗ, что сокращает риск образования каверн и пустот, а, следовательно, и возможных задержек строительства АЭС.

Кроме того, уменьшается и количество свободной воды в бетоне, что позволяет сократить, а возможно и исключить термообработку СЗ с сохранением всех технических свойств, предъявляемых к СЗ как к радиационно-тепловой защите реактора.

Термообработка СЗ является сложной и ответственной операцией и составляет основную часть работ по возведению СЗ (таблица 1). Сокращение времени термообработки или отказ от нее позволит сократить продолжительность и трудоемкость изготовления СЗ до 60%.

СЗ эксплуатируется с 1976 года и возведена более чем на 40 блоках АЭС с реактором ВВЭР, построенных как в России, так и за рубежом. Все эти станции успешно эксплуатируются.

Сегодня в России разрабатывается проект АЭС нового поколения с реактором ВВЭР-ТОИ. Одним из ключевых задач данного проекта является повышение безопасности работы АЭС. СЗ является конструкцией важной для безопасности, и имеет классификационное обозначение 3Н в соответствии с ОПБ 88/97, НП-001-97 (ПНАЭ Г-01-011-97), поэтому повышение качества изготовления СЗ не только улучшит технико-экономические показатели ее возведения, но и повысит безопасность работы реактора. сухой защита реактор серпентинитовый

Список использованных источников

[1] Комаровский А.Н. Строительство ядерных установок. Учебник для вузов. М. Атомиздат, 1969, стр. 496.

[2] Жолдак Г.И. Материалы и конструкции сухой защиты реактора ВВЭР-1000. Обзорная информация. М.: Информэнерго, 1984г.

[3] Жолдак Г.И., Лавданский П.А., Пергаменщик Б.К., Мухин Е.Н., Пятибратов Е.А. Возведение сухой защиты реактора ВВЭР-1000. Строительные материалы, оборудование, технологии ХХI века, № 12, 2005г.

[4] Инструкция И.325-84. Приготовление и укладка серпентинитового и железосерпентинитового бетонов в конструкции биологической защиты.

[5] Аршинов И.А., Васильев Г.А., Егоров Ю.А. и др. Серпентинит в защите ядерных реакторов. Под общей редакцией Ю.А. Егорова. М., Атомиздат, 1972, стр. 240.

[6] Жолдак Г.И. О тепловой стойкости серпентинитового бетона для защиты реактора АЭС. Строительство электростанций на ядерном и органическом топливе. Сб.трудов №165. Под редакцией В.Б.Дубровского и Н.Я. Турчина. Москва, 1979.

[7] Дубровский В.Б., Лавданский П.А., Енговатов И.А. Строительство атомных электростанций: Учебник для вузов. - М.: Издательство АСВ, 2010, стр. 368.