Биологическая защита реактора
Дипломная работа - Физика
Другие дипломы по предмету Физика
ищем, с двухрядным расположением патрубков, внутренняя часть и части фланца и крышки покрыты антикоррозионной наплавкой. Корпус реактора сверху закрыт крышкой с установленными на ней приводами механизмов СУЗ. По принципу работы ВВЭР-1200 является гетерогенным ядерным энергетическим реактором корпусного типа на тепловых нейтронах. Теплоносителем и замедлителем в реакторе является химически обессоленая вода с борной кислотой, концентрация которой изменяется в процессе эксплуатации.
При прохождении через активную зону теплоноситель нагревается за счет реакции деления ядерного топлива.
Теплоноситель принудительно поступает в реактор через четыре нижних входных патрубка корпуса, проходит вниз по кольцевому зазору между корпусом и шахтой внутрикорпусной, затем через перфорированное эллиптическое днище и опорные трубы шахты входит в ТВС - тепловыделяющие сборки, из которых набрана активная зона. Из ТВС через перфорированную нижнюю плиту блока защитных труб - БЗТ теплоноситель выходит в межтрубное пространство БЗТ, в кольцевой зазор между шахтой и корпусом и через четыре верхних выходных патрубка корпуса выходит из реактора.
Упрощённый разрез реактора ВВЭР-1200 показан на рис 1.
Основными компонентами реактора являются:
? корпус реактора;
? внутрикорпусные устройства (шахта реактора, выгородка, блок защитных труб (БЗТ));
? верхний блок (ВБ).
1.3 Корпус реактора
.3.1 Назначение и проектные основы корпуса реактора
Корпус ядерного реактора (корпус в сборе с крышкой) предназначен для размещения внутрикорпусных устройств (ВКУ), комплекса тепловыделяющих сборок ТВС (активной зоны) и перемещаемых приводами шагового электромагнита (ШЭМ) органов системы управления и защиты реактора (СУЗ).
Корпус относится к устройствам нормальной эксплуатации и первой категории сейсмостойкости.
В конструкции корпуса реализованы следующие требования нормативно - технической документации:
) расчетный срок службы корпуса (с крышкой) - 40 лет;
) наработка до отказа - не менее 24000 часов (под отказом понимается восстанавливаемые повреждения корпуса типа:
течь разъемного соединения, течь штуцера, задиры резьбы и т.д.) ;
) обеспечение надежной и безопасной эксплуатации в течение расчетного срока службы;
) возможность осмотра, контроля основного металла и сварных соединений неразрушающими методами дефектоскопии и дезактивации внутренней поверхности;
) учет изменений физико-механических свойств материала корпуса под действием радиоактивного излучения и температуры;
) учет всех возможных при эксплуатации силовых, температурных и сейсмических воздействий.
В расчете корпуса реактора на прочность учтены изменения параметров во всех проектных режимах (нормальные условия эксплуатации, нарушение нормальных условий эксплуатации и аварийные) и обоснован расчетный ресурс, его надежность и безопасность.
Основные расчетные параметры приведены в таблице 1.
Таблица 1 Основные расчётные параметры корпуса реактора
№Наименование параметраЧисленное значениеДавление расчетное рабочее, кгс/см2180Температура расчетная, С350Скорость разогрева, С/час20Скорость расхолаживания, С/час нормального, 70 циклов ускоренного, 30 циклов 30 60Максимальный расчетный флюенс быстрых нейтронов с энергией более 0,5 МэВ, нейтр./см25,7 х 1019
Основные параметры реактора обеспечиваются при условии, что температура корпуса реактора, при нагружении внутренним давлением в течение назначенного срока службы будет не менее указанной в таблице 2.
Таблица 2 Зависимость минимальной температуры корпуса реактора от срока службы
НаименованиеВеличинаМинимальная температура корпуса,На 1-м годуЧерез 4 годаЧерез 8 летЧерез 12 летЧерез 16 летЧерез 20 летЧерез 24 годаЧерез 28 летНа 30-м годупри давлении в реакторе более 3,43Мпа (35 кгс/см2)858697103108112115118120
Габариты корпуса (см. рис.2):
высота - 10897 мм;
диаметр наружный по фланцу - 4570 мм (на рис.2 показан размер 4585 мм);
диаметр наружный по цилиндрической
части - 4535 мм;
размер в плане по патрубкам 990 х 70 - 5260 мм;
масса корпуса - 320 т.
Максимальный наружный диаметр корпуса реактора 4690 мм (диаметр опорного бурта) выбран из расчета транспортировки корпуса реактора. При этом транспортировка корпуса реактора на железнодорожном транспортере возможна, когда оси двух пар патрубков Ду 850 расположены под углом 55 (см. рис.6).
Корпусы реакторов ВВЭР-1200 для реакторной установки В-320 изготавливаются в России - на Ижорском заводе в г. Санкт-Петербурге и на ПО Атоммаш в г. Волгодонске. С завода - изготовителя на АЭС корпус реактора транспортируется по железной дороге специальным железнодорожным транспортёром.
1.3.2 Состав и общее описание корпуса реактора
Корпус реактора ВВЭР-1200 представляет собой цилиндрический вертикальный сосуд высокого давления.
Совместно с крышкой верхнего блока (ВБ) и деталями главного уплотнения (ГУ), корпус ядерного реактора обеспечивает создание внутри себя герметичного объёма.
В качестве основного материала для корпуса реактора ВВЭР-1200 применена аттестованная для корпусов и трубопроводов сталь 15Х2НМФА и 15Х2НМФА-А.
Вся внутренняя поверхность корпуса имеет антикоррозионную наплавку.
Корпус реактора изображён на рисунке 3. Корпус состоит из фланца - поз.2 на рис.3, двух обечаек зоны патрубков - поз.3, опорной обечайки - поз.5, двух обечаек цилиндрической части - поз.7 и эллиптического днища - поз.9. и имеет по