ПРАКТИЧЕСКОЕ ИЗУЧЕНИЕ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРОВ
ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ УСТРОЙСТВА
ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ РЕАКТОР ИР-100
Технические характеристики и общее устройство реактора.
Исследовательский реактор ИР-100 — водо-водяной, гетерогенный с тепловым спектром нейтронов. Мощность реактора — 200 кВт при плотности потока тепловых нейтронов в центре активной зоны 6,4* 10+12 нейтр/(см2*с). Активная зона представляет собой правильную шестигранную призму. Ядерное топливо — UO2 с 10%-ным обогащением по 235U. Отражатель — графит в блоках» облицованных алюминием. В качестве замедлителя и теплоносителя используется дистиллированная вода. Циркуляция теплоносителя — естественная. Биологическая защита — бетон.
Основные элементы конструкции реактора и обслуживающих его систем показаны на рис. 10.1 и 10.2.
Общее устройство. Корпус реактора 13 (рис. 10.1) диаметром 1,8 м и высотой 4,4 м выполнен из алюминиевого сплава и установлен в бетонный колодец биологической защиты 1L Бетонный колодец закрыт защитной чугунной плитой 8.
В нижней части корпуса реактора размещена активная зона 1 с блоками графитового отражателя 3. Корпус реактора заполнен дистиллированной водой. Внутрь корпуса вставлена обечайка 6, которая направляет поток дистиллята первого контура через теплообменник 7 в активную зону. К обечайке приварено двойное кольцо с трубами 4, которое служит местом хранения технологических каналов и вытеснителей.
В нижней части корпуса реактора имеются две ниши. В одну нишу входит экспериментальный короб 2, а в другую входят графитовые блоки тепловой колонны 14.
Активная зона. Активная зона реактора набрана технологическими каналами, представляющими собой бескожуховые ТВС. Каждая ТВС состоит из семи стержневых твэлов, расположенных в узлах правильной треугольной решетки с шагом 17 мм. Технологические каналы своими хвостовиками установлены в направляющую решетку 15. Свободные ячейки решетки на периферии активной зоны в начале кампании заполнены графитовыми вытеснителями.
Рис. 10.1. Продольный разрез реактора ИР-100
В центре активной зоны проходит центральный экспериментальный канал 9 (рис. 10,2) внешним диаметром 36 мм. В одну из центральных ячеек решетки установлен рабочий источник нейтронов, представляющий собой бериллиевый блок в алюминиевом чехле и предназначенный для повышения плотности потока нейтронов в подкритическом реакторе с целью обеспечения контролируемого выхода из подкритического состояния в критическое. Всего активная зона имеет 84 ячейки. В одну из них, наиболее теплонапряженную, помещена термокассета. Термокассета оснащена 12 термопарами для измерения и автоматической записи температуры стенок твэлов и температуры теплоносителя на входе в активную зону и выходе из нее. Через активную зону проходит шесть каналов СУЗ 4.
Отражатель. Отражатель 1 (рис. 10.2) набирается из отдельных графитовых блоков в алюминиевых оболочках толщиной мм. Часть блоков имеет вертикальные отверстия для шести каналов ионизационных камер и для восьми экспериментальных каналов 5, а также горизонтальные отверстия для прохода трех горизонтальных каналов 13 и канала пневмопочты 7.
Рис. 10.2. Поперечный разрез реактора ИР-100
Биологическая защита. Для защиты обслуживающего персонала от излучений активной зоны реактор окружен массивом из тяжелого бетона и слоем железоцементной смеси, который служит также тепловым экраном.
В вертикальном направлении над активной зоной биологической защитой служат трехметровый слой воды и чугунная поворотная плита 8 (рис. 10.1). Поворотная плита набирается из отдельных чугунных блоков, имеет шариковую опору и механический привод для вращения. При остановленном реакторе с помощью дистанционного инструмента набор пробок 9 в плите позволяет под слоем воды обслуживать любую точку в баке реактора. Защита обеспечивает снижение интенсивности излучений до безопасного уровня.
Системы, обслуживающие реактор.
Охлаждение активной зоны реактора происходит за счет естественной циркуляции дистиллированной воды через активную зону. Вода, нагретая в активной зоне, поднимается в верхнюю часть корпуса, переливается через внутреннюю обечайку корпуса и охлаждается в теплообменнике второго контура 7 (рис. 10.2). Охлажденная вода по кольцевому зазору между стенкой корпуса и внутренней обечайкой поступает в нижнюю часть корпуса к активной зоне.
Система охлаждения.
Теплообменник второго контура расположен в верхней части корпуса и выполнен в виде двух цилиндрических змеевиков. Циркуляция воды во втором контуре осуществляется с помощью циркуляционных насосов. Рабочей средой во втором контуре служит техническая вода, охлаждающаяся в брызгальном бассейне. Давление технической воды в трубах теплообменника, равное (2ч-3)-105 Па, выше, чем давление дистиллята в первом контуре. Этим исключается опасность попадания воды активной зоны в систему второго контура в случае аварийного повреждения теплообменника.
Система управления и защиты.
Система управления и защиты представляет собой комплекс специальной аппаратуры и электромеханических приводов, обеспечивающих пуск и управление реактором, а также защиту реактора при возникновении аварийных условий.
Система управления и защиты включает в себя системы: пуска (СП), автоматического регулирования периода реактора (САР), аварийной защиты (САЗ), ручного регулирования (СРР), измерения мощности и периода реактора (СИ).
Исполнительными органами СУЗ являются стержни-поглотители нейтронов, изготовленные из бористой стали. Каждый стержень перемещается индивидуальным приводом.
В зависимости от назначения стержни разделяются следующим образом:
один стержень АР, предназначенный для автоматического изменения реактивности при выходе на заданный уровень мощности и для компенсации небольших изменений реактивности при поддержании заданного уровня мощности;
два стержня РР (PPj и РРг), предназначенные для компенсации избыточной реактивности и изменения реактивности в процессе кампании при выгорании топлива или при изменении свойств, состава и геометрии активной зоны;
три стержня АЗ, предназначенных для быстрого гашения цепной реакции.
По сигналам АЗ или от кнопки «Остановка реактора» все стержни АЗ, АР и РР вводятся в активную зону и прекращают цепную реакцию в реакторе. Стержни АЗ «выстреливаются» пружинами за 0,5 с, стержни РР падают свободно за 0,7 с, стержень АР погружается сервоприводом за 25 с.
Мощность реактора контролируется по плотности потока тепловых нейтронов в активной зоне, которая измеряется шестью ионизационными камерами типа КНК. Каналы, в которых размещаются ионизационные камеры, расположены вокруг активной зоны в отражателе. Сигналы ионизационных камер подаются на приборы СУЗ, в которых проводится их измерение или сравнение с соответствующими заданными величинами.
В качестве отдельного канала защиты по мощности используется реактиметр, который одновременно позволяет осуществлять контроль за уровнем мощности, начиная с 10-4% номинальной мощности реактора до 100%, а также проводить оценку физического веса органов регулирования и экспериментальных образцов.
Освещение и вентиляция. Освещение активной зоны и нижней части бака для осмотра и производства работ осуществляется съемными светильниками.
В целях обеспечения безопасности все полости ядерного реактора и экспериментальных устройств, где возможно загрязнение воздуха радиоактивными продуктами, сообщаются со специальной вытяжной вентиляцией. Выброс воздуха в атмосферу осуществляется через трубу после очистки его в системе фильтров.
Во всех полостях, откуда происходит забор активного воздуха, поддерживается разрежение 10—20 мм вод. ст.
Служба радиационной безопасности проводит постоянный контроль воздуха во всех точках, где возможно выделение радиоактивных газов или аэрозолей.
Экспериментальные устройства реактора.
Для проведения учебных и исследовательских работ на реакторе созданы следующие экспериментальные устройства (рис. 10,2).
Экспериментальная ниша 3 поперечным сечением 0,8X0,8 м примыкает к первому ряду блоков графитового отражателя 1. Ниша предназначена для исследования защитных свойств материалов и их композиций. Исследуемые объекты монтируются в откатном коробе, который имеет трехступенчатое прямоугольное сечение. Ниша перекрывается защитной дверью 2. При работающем реакторе откатный короб должен находиться в нише с набором защиты, эквивалентной защите реактора. Когда же короб выдвинут в главный зал, ниша дополнительно перекрывается чугунным шибером 5 (рис. 10.1).
Тепловая колонна 10 (рис. 10.2) поперечным размером 1,2Х XI,2 м примыкает к графитовому отражателю нейтронов. В тепловой колонне имеются три канала 11 с графитовыми пробками. Плотность потока тепловых нейтронов на наружном торце можно изменять, варьируя толщину слоя графита.
Сверху над центральной частью тепловой колонны установлен экспериментальный бак 12 (рис. 10.1). В экспериментальном баке размещена уран-водная критическая сборка. В отсутствие критической сборки экспериментальный бак может быть использован для экспоненциальных опытов. Сверху бак закрыт чугунной крышкой 10.
Три горизонтальных канала 13 (рис. 10.2) диаметром 100 мм служат для вывода пучка нейтронов и 7-квантов. Каждый канал снабжен специальным защитным устройством.
В активную зону встроены вертикальные экспериментальные каналы 5, один из которых 9 диаметром 36 мм расположен в центре активной зоны реактора, а восемь каналов (два канала 8 диаметром 72 мм и шесть каналов 5 диаметром 48 мм) расположены в графитовом отражателе на различных расстояниях от центра активной зоны.
Канал пневмопочты 7 диаметром 30 мм предназначен для быстрой транспортировки облученных образцов из активной зоны. Этот канал выходит в защитный бокс, оборудованный специальными устройствами для работы с облученными образцами и проведения активационного анализа элементов с малым периодом полураспада. Челнок с образцами под воздействием сжатого углекислого газа может совершать в канале возвратно-поступательное движение. Крайние положения челнока указываются на мнемосхеме.
Защитная камера 6 находится в бетонном массиве 12 биологической защиты и служит для работ с изделиями высокой активности. Пространство защитной камеры транспортным устройством сообщается с корпусом реактора.
В бетонном массиве биологической защиты реактора расположены также шахта-хранилище и сухие сборки для хранения отработавших технологических каналов и радиоактивных деталей реактора.
Более детальное описание реактора типа ИР и его характеристики приведены в [42].
