АЭС с реакторами канального типа. Возможности их развития(конструкция, основные характеристики, водно-химический режим,СВО, дезактивация)

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Табл.1.4 Толщины, в сантиметрах, материалов защиты (в направлении от центра активной зоны)

Материал	Направление
	Вверх	Вниз	Радиальное
Графит (отражатель)	50	50	88
Сталь (защитные плиты и лист металлоконструкции)	29	24	4,5
Засыпка серпентинита (1,7 т/м3)	280	180	-
Вода	-	-	114
Сталь (металлоконструкция)	4	4	3
Песок (1,3 т/м3)	-	-	130
Тяжелый бетон (4 т/м3)	82	-	-
Обычный бетон (2,2 т/м3)	-	-	200

 

В защите канального реактора РБМК имеются многочисленные неоднородности. Верхняя и нижняя опорные металлоконструкции пронизаны направляющими трубами, через которые проходят технологические каналы, каналы системы управления реактора и специальные каналы для датчиков температуры, детекторов нейтронного потока и др. Кроме того, через металлоконструкции проходят трубы подачи и отвода газа, парогазовой смеси, а также дренажные трубопроводы. Внутренняя полость технологических каналов с ТВС в верхней части заполнена малоэффективной по защите пароводяной смесью плотностью 0,2 г/см3, а в каналах специального назначения — газом.

При разработке конструкции каналов проектирование велось таким образом, чтобы ликвидировать прострел излучения по цилиндрическим и кольцевым отверстиям. Значительное снижение интенсивности излучения в верхнем направлении по зазору между трубами каналов диаметром 88 мм и отверстиями в графитовых блоках отражателя и защитных блоках диаметром 114 мм достигается благодаря установке в этом зазоре втулок из графита (см.рис.1.10). Для защиты от прострела по зазору между трубой канала диаметром 95 мм и трактом с внутренним диаметром 121 мм в верхней металлоконструкции размещаются стальные втулки высотой 700 мм (см. рис. 1.10). Зазор между трубой канала и трактом в районе нижней металлоконструкции заполнен графитовыми втулками.

 

Во внутренней полости канала в районе расположения стальной втулки размещена стальная пробка диаметром 80 мм и высотой 1 м. Для прохода пароводяной смеси пробка выполнена винтовой, эффективная толщина стали 0,5м (см. рисунок 1.11). Защита от прострельного излучения, проходящего по каналам СУЗ в зависимости от положения стержня, обеспечивается либо столбом воды, либо стержнем-поглотителем, или вытеснителем, заполненным графитом.

Газовые трубопроводы, проходящие через защитные конструкции, выполнены изогнутыми. В каналах с датчиками контроля энерговыделения, ионизационными камерами, в температурных каналах размещаются защитные пробки с уступами. Согласно проекту, стены боксов с технологическим оборудованием выполнены из обычного строительного бетона (см. таб. 1.5) объемной массой 2,2 т/м³.

 

Табл.1.5 Характеристика защиты обслуживаемых помещений, смежных с боксами с технологическим оборудованием

Источник – оборудование	Толщина бетонной защиты (см)	Расчетная мощность дозы (мР/ч)
Барабан-сепараторы
Боковые стены и нижние перекрытие	140	1,4
Торцевые стены	100	-
Верхнее перекрытие	90	-
Трубопроводы между сепараторами и ГЦН	90	1,4
Помещение ГЦН
Стена около всасывающего коллектора	90	0,4
Верхнее перекрытие	80	-
Стена между боксами	60	-
Паропроводы барабан сепаратор-турбина	70	1,4
Подогреватели низкого давления	60	1,4
Деаэраторы	24	0,8

 

1.6.2Результаты исследования защиты и радиационной безопасности АЭС с реакторами РБМК-1000

Нормальная эксплуатация АЭС невозможна без знания радиационной обстановки в корпусах и помещениях. Экспериментальная проверка эффективности биологической защиты и исследование радиационной обстановки в помещениях АЭС необходимы при ее пуске и проводятся в период сдачи АЭС в эксплуатацию Проведение таких исследований в помещениях первого блока Ленинградской АЭС тем более было необходимо, так как блок являлся крупнейшим в СССР и головным из серии строящихся АЭС такого типа.

Цель проводимых на Ленинградской, а впоследствии на Курской и Смоленской АЭС, исследований радиационной обстановки и эффективности биологической защиты заключается в проверке правильности выполненных на стадии проектирования расчетов и качества монтажа защиты. Эксперименты проводились в период физического и энергетического пусков, а также в период вывода станций на номинальную мощность Основная задача экспериментов, проводимых во время физического пуска, состояла в обследовании основного источника излучений на АЭС – активной зоны реактора. Во время энергетического пуска и при постепенном повышении мощности реакторов изучалась радиационная обстановка в центральном зале реактора и других основных помещениях АЭС. Измерения проводились дозиметрами нейтронов и гамма-излучения, счетчиками тепловых и быстрых нейтронов, сцинтилляционными гамма-спектрометрами. Методики измерений предварительно были проверены на исследовательском реакторе.

Исследование эффективности защиты. При полной загрузке активной зоны реактора и тепловой мощности 800 Вт были измерены распределения плотности потока быстрых и тепловых нейтронов, а также мощности дозы гамма-излучения по высоте технологических и других каналов, проходящих через активную зону или вблизи от нее. Для измерения были выбраны три канала в активной зоне, расположенных на разных расстояниях от оси, канал камеры деления (находится на периферии активной зоны) и канал телевизионной камеры, расположенный между кожухом реактора (по существу — поверхностью отражателя) и внутренней стенкой кольцевого бака с водой. На Ленинградской АЭС замеры сделаны при трех состояниях активной зоны: технологические каналы без воды, каналы залиты водой до половины их высоты, каналы залиты водой полностью. Анализ полей излучения показал, что перераспределение плотности потока излучения по высоте активной зоны обусловлено влиянием воды, поскольку во всех состояниях активной зоны положения регулирующих стержней оставались практически неизменными.

Измерения мощности дозы нейтронов и гамма-излучения в центральном зале были выполнены при номинальной мощности реактора на Ленинградской и Курской АЭС. Мощность дозы практически не превышает регламентированного значения. В центральном зале были измерены спектры гамма-излучения (однокристальным сцинтилляционным спектром с кристаллом стильбена 40х40 мм). Одновременно в тех же точках была измерена мощность дозы. Цель этих исследований:

 

1) Определение спектральных характеристик полей гамма-излучения и вклада различных энергетических групп гамма квантов в полную мощность дозы;

2) Сравнение мощности дозы гамма-излучения, измеренной дозиметрами, с полученной переводом энергетического спектра гамма квантов в мощность дозы и, таким образом, оценка хода с жесткостью используемых дозиметров.

 

Табл. 1.6  Мощности доз гамма-излучения в помещении центрального зала, мкР/с

Место измерения	Тип гамма - дозиметра			Вклад в полную мощность дозы гамма квантов с энергией, МэВ
	1*	2*	3*	0,5 – 1,0	1,0 – 2,0	2,0 – 3,0	3,0 – 5,0	5,0 – 7,0
Над ячейкой 37-40	1,00	0,98	1,05	8,2	9,0	10,0	23,2	49,6
Над ячейкой 37-52	0,92	0,86	1,00	6,8	8,7	9,9	27,0	48,0
На стыке между плитным настилом и неразборной частью верхнего перекрытия	0,33	0,28	0,46	7,9	6,8	9,0	27,2	51,1
У стены левого сепаратора	0,075	0,07	0,102	7,8	7,8	8,8	24,5	51,1
Над телевизионным каналом со стороны машинного зала	0,23	0,13	0,26	4,65	8,35	8,35	27,6	51,0
На балконе крановщика	0,17	0,12	0,25	5,7	7,3	7,7	22,3	57,0

• примечание к таблице 2.6 типы дозиметров : 1* - Сцинтилляционный 50x50; 2* - РУП-1; 3* - Спектрометр

Из приведенных в таблице 1.6 данных следует, что основной вклад в полную мощность дозы гамма-излучения (диапазон энергии 0,5—7,0 МэВ) вносит группа гамма-квантов с энергиями 5—7 МэВ (он составляет 50%). При работе блока основным источником гамма-излучения в центральном зале является излучение радиоактивного теплоносителя (изотоп 16N), проходящего по пароводяным коммуникациям под верхним перекрытием реактора. Из сравнения мощности дозы, определенной спектрометрическим методом, с показаниями дозиметров получается, что в центральном зале соотношение этих величин меняется от 1 до 2, причем спектрометр дает несколько большие значения, чем дозиметры (в частности, РУП-1).

Таким образом, исследования радиационной обстановки в центральных залах реакторов первых блоков Ленинградской и Курской АЭС показали, что значения мощности дозы гамма-излучения и нейтронов при номинальных мощностях реакторов не превышают проектных.

2 . Технологическая схема производства электроэнергии на АЭС с реакторами типов РБМК.

 

Питательная вода с помощью ГЦН с параметрами 80 ат и 265 °С из раздаточного коллектора подводится к многочисленным (в РБМК-1000 их 1693) параллельным технологическим каналам, размещенным в активной зоне реактора. На выходе из каналов пароводяная смесь с паро-содержанием 14—17 % собирается в коллекторе и подается в барабан-сепаратор (у РБМК-1000 их четыре). Барабан-сепаратор служит для разделения пара и воды. Образующийся пар с параметрами 6,4 МПа (65 ат) и 280 °С направляется прямо в паровую турбину (реактор РБМК-1000 в номинальном режиме питает две одинаковые паровые турбины мощностью по 500 МВт каждая). 

Пар, получаемый в реакторе и в сепараторе, является радиоактивным вследствие наличия растворенных в нем радиоактивных газов, причем именно паропроводы свежего пара обладают наибольшим радиоактивным излучением. Поэтому их прокладывают в специальных бетонных коридорах, служащих биологической защитой. По этой же причине пар к турбине подводится снизу, под отметкой ее обслуживания (пола машинного зала).

 

Пар, расширившийся в ЦВД до давления 0,35 МПа (3,5 ат), направляется в СПП (на каждой турбине энергоблока с реактором РБМК-1000 их четыре), а из них — в ЦНД (на каждой турбине их также четыре) и в конденсаторы. Конденсатно-питательный тракт такой же, как у обычной ТЭС. Однако многие его элементы требуют биологической защиты от радиоактивности. Это относится к конденсатоочистке и водяным емкостям конденсатора, где могут накапливаться радиоактивные продукты коррозии, подогревателям регенеративной системы, питаемым радиоактивным паром из турбины, сборникам сепарата CПП. Одним словом, и устройство, и эксплуатация одноконтурных АЭС, особенно в части машинного зала, существенно сложнее, чем двухконтурных.

 

Конденсат, пройдя систему регенеративного подогрева воды, приобретает температуру 165 °С, смешивается с водой, идущей из барабана-сепаратора (280 °С) и поступает к ГЦН, обеспечивающим питание ядерного реактора. 

3. Водно-химический режим на АЭС с реакторами типа РБМК

 

3.1. Общие положения

 

1.  По влиянию на безопасность АЭС водный теплоноситель относится к классу 2 в соответствии с требованиями ПНАЭ Г-1-011-89 (ОПБ-88).

Водно-химический режим АЭС с реактором РБМК-1000 должен обеспечивать: