Материал: Лескин С.Т., Шелегов А.С., Слободчук В.И. Физические особенности и конструкция реактора ВВЭР-1000

Траверса предназначена для транспортировки ВБ и предотвращения вылета привода СУЗ при обрыве защитного чехла или патрубка СУЗ на крышке реактора.

Траверса ВБ состоит из:

•круглой плиты с шестью отверстиями под направляющие трубы ВБ;

•усилительных радиальных ребер, приваренных к верхней поверхности плиты;

•серьги под крюк крана, закрепленной в центре плоскости плиты;

•ограждения, закрепленного на верхней поверхности плиты. Траверса устанавливается и закрепляется сверху каркаса метал-

локонструкции ВБ на направляющих трубах.

2.5. Оборудование бетонной шахты

Реактор в сборе устанавливается в бетонной шахте (рис. 2.15), оборудование которой обеспечивает биологическую защиту от излучений со стороны активной зоны, надежное крепление реактора с учетом сейсмических нагрузок и тепловую изоляцию по наружной поверхности. Шахта выполняется из обычного бетона и имеет закладные металлические детали для крепления оборудования шахтного объема.

Бетонная шахта реактора разделительным сильфоном разделена по высоте на два объема:

1)верхний, заполняемый водой при перегрузке топлива или ВКУ реактора;

2)нижний, условно разделяемый фермой опорной на шахту зоны патрубков и шахту цилиндрической части корпуса.

Бетонная шахта через транспортный коридор, снабженный гидрозатвором, соединена с бассейном выдержки. Бетонная шахта реактора в сторону, противоположную расположению гидрозатвора, переходит в коридор над шахтами ревизии БЗТ и шахты реактора, образуя единый объем, который заполняется борным раствором для перегрузки внутрикорпусных устройств реактора или для перегрузки топлива.

В бетонной шахте реактора имеются кабельные коридоры для СУЗ и системы внутриреакторного контроля, воздуховоды рецир-

66

куляционных систем. После установки корпуса реактора в проектное положение и проведения гидравлических испытаний первого контура в помещении зоны патрубков устанавливается биологическая и тепловая защита. В помещении зоны патрубков биологическая защита выполнена из металлических коробов, заполненных специальным составом, в который входят серпентинитовая галя, кристаллический карбид бора, дробь чугунная литая. Для ослабления до допустимых значений потоков нейтронов и гамма-излучения в радиальном направлении вокруг корпуса реактора в районе активной зоны выполняется биологическая «сухая» защита. Она состоит из слоя серпентинитового бетона толщиной 720 мм и высотой 4,7 м, облицованного металлической оболочкой

Рис. 2.15. Бетонная шахта реактора

Использование в составе боковой защиты серпентинитового бетона, хорошо сохраняющего в процессе эксплуатации в химически связанном виде воду и обладающего большой радиационной стойкостью (до интегральных значений потока 1,5×1020 нейтр/см2 с энергией нейтронов > 0,8 МэВ), позволяет в достаточной мере

67

удовлетворять требованиям по нейтронной защите. Кроме того, применение серпентинитового бетона обеспечивает формирование поля тепловых нейтронов внутри бетона для нормальной работы ионизационных камер (ИК) системы управления и защиты (СУЗ).

В сухой защите имеются каналы, размещенные по двум концентрическим окружностям бетонной шахты, по 30 каналов в каждой окружности. Из них задействовано по 27 каналов для ионизационных камер и их противовесов и по 3 канала из каждой окружности для охлаждения. По каналам для противовесов также подается воздух для охлаждения бетона шахты и фермы. Кроме указанного, через «сухую» защиту и ферму проходят 6 труб для охлаждения бетона шахты. На вертикальную внутреннюю часть «сухой» защиты и облицовку бетонной шахты устанавливается теплоизоляция цилиндрической части корпуса реактора. Между вертикальной частью корпуса реактора и теплоизоляцией обеспечивается необходимый зазор для выполнения работ по наружному осмотру и ультразвуковому контролю цилиндрической части корпуса реактора.

На стадии строительных работ, до установки корпуса реактора в проектное положение, в пол шахты бетонируется анкерная тяга грузоподъемностью 625 т для проведения первоначального испытания кругового крана защитной оболочки. После окончания работ по испытанию крана выступающая из бетона часть анкерной тяги демонстрируется. Затем производится окончательная подготовка пола шахты к установке рельсов для манипулятора по ультразвуковому контролю и укладки теплоизоляции на горизонтальную часть шахты.

Оборудование бетонной шахты ядерного реактора предназначено для:

1)закрепления корпуса реактора;

2)герметичного разделения верхнего и нижнего объемов бетонной шахты реактора;

3)обеспечения прохода электрических, технологических коммуникаций и коммуникаций КИП к реактору;

4)обеспечения биологической защиты;

5)обеспечения теплоизоляции реактора;

6)размещения устройств, обеспечивающих контроль за нейтронной мощностью реактора.

68

Оборудование бетонной шахты реактора состоит из:

•фермы опорной;

•сильфона разделительного;

•деталей закладных;

•изоляции тепловой цилиндрической части корпуса реактора;

•изоляции тепловой зоны патрубков корпуса реактора;

•каналов измерительных ядерных;

•защиты биологической;

•деталей закладных и рельс;

•двери защитной.

2.6. Принцип действия реакторной установки

Реактор вырабатывает и передает теплоносителю 1-го контура тепловую энергию, которую выделяет топливная загрузка ТВС (активная зона) реактора при создании и поддержании цепной ядерной реакции деления тепловыми нейтронами ядер топлива 235U. Процесс создания и поддержания цепной ядерной реакции деления ядер 235U происходит следующим образом:

1)в результате самостоятельного деления ядер топлива и самопроизвольного распада осколков деления в активной зоне реактора появляются свободные быстрые нейтроны;

2)быстрые нейтроны, проходя через замедлитель и тормозясь, замедляются, отдавая часть своей энергии замедлителю, и переходят в медленные тепловые нейтроны;

3)тепловые нейтроны, обладая свойством делить ядра 235U, взаимодействуют с ядерным топливом и осуществляют цепную реакцию деления;

4)в результате цепной ядерной реакции деления возникают новые свободные быстрые нейтроны, которые, перейдя в тепловые, участвуют в дальнейшем делении ядер топлива, и так цикл повторяется.

Средой, используемой в реакторе в качестве замедлителя быстрых нейтронов и теплоносителя, обеспечивающего теплосъем с оболочки твэла, в которую заключено ядерное топливо активной зоны реактора, и передачу его теплоносителю второго контура, является раствор борной кислоты в химически обессоленной воде.

69

Регулирование мощности реактора и его останов производятся путем изменения в активной зоне реактора количества материала, поглощающего тепловые нейтроны, что приводит к уменьшению или увеличению делений ядер топлива тепловыми нейтронами. Регулирование мощности реактора и его останов производятся двумя независимыми системами с помощью двух разных способов:

•«механическая» система (СУЗ) регулирует мощность реактора перемещением вверх-вниз органов СУЗ (пучков поглощающих элементов) в ТВС топливной загрузки реактора (в активной зоне реактора). С помощью этой системы производятся быстрые (в течение нескольких секунд) изменения мощности и останов реактора;

•система «жидкостного» регулирования регулирует мощность реактора изменением концентрации борной кислоты (жидкого поглотителя нейтронов) в теплоносителе 1-го контура посредством ввода «чистого» конденсата или раствора борной кислоты.

Спомощью этой системы производятся медленные (в течение нескольких минут и более) изменения мощности и останов реактора.

Конструкция ВКУ исключает возможность непредусмотренного и приводящего к увеличению реактивности перемещения ТВС в активной зоне реактора и заклинивания органов СУЗ. Перегрузка ТВС в реакторе (выгрузка из реактора отработанных ТВС, перестановки в реакторе частично отработанных ТВС и загрузка в реактор свежих ТВС) производится один раз в год под слоем воды. Для этого реактор должен быть остановлен и разуплотнен, температура теплоносителя 1-го контура на выходе из активной зоны – менее 70 °С, а в бассейне выдержки при проведении работ по перегрузке топлива – менее 50 °С. ВБ снят с корпуса реактора. Корпус реактора, бетонная шахта над реактором и бассейн выдержки должны быть заполнены химобессоленной водой с концентрацией борной кислоты не менее 16 г/кг до уровня, необходимого для выгрузки ВКУ и перегрузки ТВС. Извлечение ВКУ из отработавшего на мощности реактора и транспортировка их в шахты ревизии выполняются под слоем воды, необходимом для обеспечения радиационной безопасности при их транспортировке.

70