Стартовая >> Архив >> Генерация >> Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Обеспечение ядерной безопасности при работах с тепловыделяющими сборками - Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Оглавление
Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов
Введение
Деление тяжелых ядер
Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000
Пусковые режимы работы реактора
Требования к системе управления и защиты ВВЭР
Пуск реактора
Нейтронно-физические характеристики активной зоны при работе
Регулирование и маневренность ВВЭР
Отвод тепла от реактора в нормальных и переходных режимах
Ограничения допустимой мощности реактора, связанные со схемой электроснабжения ГЦН
Останов реактора
Обеспечение отвода тепла после останова реактора
Комплектация тепловыделяющих сборок в активной зоне
Расчет нейтронно-физических характеристик реактора
Расчет распределения энерговыделения в тепловыделяющих сборках
Оптимизация нейтронно-физических характеристик реактора
Свойства двуокиси урана и оболочек твэлов из циркониевого сплава
Контроль герметичности оболочек твэлов на остановленном реакторе
Изучение отработавшего ядерного топлива в защитной камере
Требования к материалам 1-го контура реактора
Особенности водно-химического режима и способы регулирования качества воды 1-го контура
Очистка воды 1-го контура
Переработка и захоронение жидких радиоактивных отходов
Контроль за состоянием материалов оборудования реакторных установок
Безопасность ВВЭР
Радиационная безопасность при нормальной эксплуатации реактора
Обеспечение ядерной безопасности при работах с тепловыделяющими сборками
Наиболее вероятные аварии на реакторе
Оценка возможного выделения энергии при аварии
Предохранительные и защитные устройства
Эксплуатация энергетического блока с ВВЭР-1000
Паротурбинная установка ВВЭР-1000
Система контроля, управления и защиты ВВЭР-1000
Себестоимость электроэнергии, вырабатываемой на АЭС
Режим и показатели работы АЭС в энергосистеме
Способы увеличения глубины выгорания ядерного топлива и длительности кампании реактора
Режим продления кампании реактора
Снижение потерь нейтронов в реакторе
Заключение
Список литературы

Возможность аварии, связанной с образованием неконтролируемой и неуправляемой критической массы ядерного топлива, может быть исключена, если будут выполнены строгие организационные и технические ограничения и предписания для операций с ТВС (кассетами) [76 ].
При замене отработавших ТВС свежими на АЭС обычно выполняются следующие операции: транспортировка и хранение свежего топлива; извлечение из реактора, транспортировка и хранение отработавшего топлива; перестановка частично выгоревших ТВС из одной части активной зоны в другую; загрузка в реактор свежих ТВС.
При операциях со свежим и отработавшим топливом вне реактора подкритическое состояние обеспечивается соответствующей геометрией размещения ТВС в ячейках хранилищ, транспортных чехлов или корзин. При этом ТВС фиксируются таким образом, что подкритическое состояние обеспечивается при заливе хранилища водой без борной кислоты. Так, при размещении свежих ТВС ВВЭС-440 обогащением 3,6% по треугольной решетке с шагом 225 мм в воде без бора обеспечивается подкритичность около 10% (рис. 10.1, 10.2).
Операции с ТВС и стержнями — поглотителями нейтронов — внутри реактора в случае перегрузки активной зоны проводятся обычно при наличии борной кислоты в теплоносителе реактора и в воде бассейна перегрузки. Необходимая концентрация борной кислоты в воде зависит от размножающих характеристик ТВС реактора и должна обеспечивать подкритичность как всей активной зоны в целом, так и отдельных ее участков при проведении любых необходимых работ с ядерным топливом и поглотителями нейтронов механической системы регулирования реактивности.


Рис. 10.1 Зависимость к^ от расстояния между центрами ТВС ВВЭР-440 (р5 = 3,6%), размещенных по треугольной (7 ) и квадратной (2) решеткам (с водой без бора)

Рис. 10.2. Зависимость от глубины выгорания топлива для плотной упаковки ТВС (с водой без бора)

При выборе концентрации борной кислоты особое внимание должно быть обращено на недопущение условий образования локальных неуправляемых критических масс, поскольку количество ТВС, образующих критическую массу, может быть сравнительно небольшим (табл. 10.1).
Как правило, при перегрузке ядерного топлива концентрацию борной кислоты в теплоносителе реактора поднимают до относительно большого значения, достаточного для поддержания в подкритическом состоянии неотравленной, холодной, полностью загруженной активной зоны при всех извлеченных поглотителях механической системы регулирования реактивности. При этом должны быть приняты меры к недопущению разбавления раствора борной кислоты в реакторе и бассейне перегрузки чистой водой. Концентрацию борной кислоты в процессе перегрузки следует периодически проверять взятием проб.
Состояние активной зоны при перегрузке оценивается по уровню плотности нейтронного потока, контролируемому обычно о помощью штатной пусковой аппаратуры, установленной на пульте управления энергетическим блоком, с детекторами вне реактора [151 ].

Таблица 10.1 Критические массы ТВС ВВЭР-440


Содержание 235U в урановом топливе, %

Содержание естественного бора в чехле* ТВС или в поглощающих элементах, %

Количество свежих ТВС, размещенных в активной зоне с шагом 147 мм, образующих критическую массу в воде без бора при температуре 20 °С, шт.

3,6

_

5

3,6

0,07

7

3,3

0,5 —1,0 (в 6 ПЭЛ)

11

2,4

0,07

12

2,4

8

1,6

16

*Толщина чехла 1,5, мм.

Кроме того, внутри реактора может быть установлена дополнительная система нейтронного контроля с детекторами, работающими в диапазоне нейтронного источника и размещенными после снятия крышки внутри корпуса реактора в специальных каналах бокового отражателя нейтронов.
Как штатная, так и дополнительная аппаратура нейтронного контроля обеспечивает для операторов непрерывную выдачу звукового сигнала, по которому можно судить о приближении к критическому состоянию.               
Кроме выполнения технических мероприятий персонал должен строго выполнять порядок проведения операций с ядерным топливом, устанавливаемый специальными инструкциями, программами и графиками выполнения работ. Все операции, связанные с перегрузкой топлива, персонал проводит, как правило, под наблюдением технически грамотного специалиста в области обеспечения ядерной безопасности на АЭС.
Порядок замены ядерного топлива в реакторе подробно регламентируется рабочей документацией по проведению перегрузки активной зоны. Эта документация обычно состоит из:
а)    программы работ по проведению перегрузки, включающей в себя подготовительные работы с реактором, теплоносителем, транспортно-технологическим оборудованием, свежим топливом, оборудованием дозиметрического контроля в зоне работ, системой нейтронного контроля при перегрузке; исходное состояние оборудования, свежего и выгоревшего топлива в хранилищах перед началом выгрузки ТВС из активной зоны; последовательность этапов работ с поглотителями и топливом со ссылкой на порядковые номера операций с каждой отдельной сборкой, а также специальные меры по обеспечению ядерной и радиационной безопасности;
б) рабочего графика, где изложен непосредственный порядок операций с поглотителями, свежим и выгоревшим топливом в соответствии с этапами программы, указаны маркировка ТВС и координаты ячеек, где должны находиться поглотители и ТВС в начале и в конце каждой операции;
в) картограмм бассейна перегрузки и выдержки топлива, где указано размещение поглотителей, свежих и выгоревших ТВС перед началом работ в соответствии с рабочим графиком;
г)     картограмм активной зоны, где указано размещение поглотителей и ТВС после выполнения отдельных и всех этапов рабочего графика.           
Во всей указанной документации ответственные исполнители и контролирующие лица делают отметки о выполнении соответствующих операций или этапов работ. После выполнения отдельных этапов производится тщательная проверка документации и фактического состояния.
Такая организация работ по замене топлива в реакторе при соблюдении требований ядерной и радиационной безопасности обеспечивает практически безошибочное проведение процесса перегрузки.



 
« Экспериментальные ВЭУ большой мощности управления ERDA-NASA   Эксплуатация генераторов »
электрические сети