Биологическая защита реактора
Дипломная работа - Физика
Другие дипломы по предмету Физика
?зического пуска. Сроки извлечения из реактора сборок с образцами - свидетелями указаны в таблице 3.
Для исследования образцов-свидетелей необходимо определение плотности потока быстрых нейтронов, их энергетического спектра и флюенса. Зная флюенс, можно определить, исследуя образцы - свидетели корпусной стали, фактическую температуру хрупкости металла корпуса и сравнить её с допустимой. Конструкция реактора ВВЭР-1200 не позволяет экспериментально определять значения этих величин на поверхности корпуса реактора по причине отсутствия соответствующих экспериментальных устройств и сложности методик измерений. Современный подход к решению этой задачи основан на расчётно-экспериментальной методике определения характеристик нейтронных потоков, воздействующих на корпус реактора. Разработанное специалистами НЦ ИЯИ методика применяется для определения флюенса нейтронов с энергией свыше 0,5 МэВ на корпусе реактора 1 блока АЭС, начиная с 7 топливной кампании. Были проведены также оценочные расчёты флюенсов нейтронов с энергией свыше 0,5 МэВ за период эксплуатации с первой по шестую топливные загрузки.
Величина флюенса нейтронов с энергией свыше 0,5 МэВ, накопленная корпусом реактора за время его эксплуатации, является одним из предельно - допустимых параметров, при которых сохраняется расчетный ресурс корпуса, его надёжность и безопасность. Оценочный суммарный максимальный флюенс на корпусе реактора 1 блока АЭС за первые десять топливных кампаний составляет 1,11х1019 нейтрон/см2, при средней скорости накопления флюенса 1,11х1018 нейтрон/см2 за одну топливную кампанию. Если такой темп накопления флюенса нейтронов корпусом реактора сохранится в дальнейшем, то предельно - допустимый флюенс, указанный в Техническом обосновании безопасности сооружения и эксплуатации АЭС энергоблока №1 АЭС (5,7х1019 нейтрон/см2), будет набран приблизительно за 51 год эксплуатации.
Знание значения усреднённого за кампанию плотности потока нейтронов на корпус реактора, позволяет оценить эффективность мероприятий по снижению радиационной нагрузки на металл корпуса и материал сварных швов (проблема никеля, о которой говорилось выше). Максимальные величины плотности потока нейтронов с энергией свыше 0,5 МэВ на основной металл верхней обечайки корпуса реактора блока №1 АЭС для первых десяти топливных кампаний представлены на рис. 11. Начиная с 10 топливной кампании, наблюдается существенное снижение плотности потока быстрых нейтронов на КР, обусловленное установкой отработавших ТВС из бассейна выдержки с частично выгоревшим топливом на периферии активной зоны реактора (так называемая загрузка с минимальной утечкой нейтронов).
Таблица 3 Сроки извлечения из реактора образцов-свидетелей
Номер и индекс комплекта сборок1Л2Л3Л4Л5Л6Л1М2М3М4ММ6МВремя освидетельствования образцов - свидетелей ВВЭР-1200, год2610******2610********Примечание к таблице: Для реактора ВВЭР-1200 по результатам освидетельствования комплектов 1Л - 3Л, 1М - 3М должны быть назначены сроки освидетельствования комплектов 4Л - 6Л, 4М - 6М.
Извлечение и транспортировка "лучевых" сборок образцов-свидетелей из реактора в период эксплуатации выполняется с помощью контейнера для транспортировки образцов - свидетелей корпусной стали. При извлечении отдельных сборок с образцами-свидетелями нет необходимости вместо их устанавливать имитаторы сборок.
На 1 блоке АЭС выгрузка лучевых образцов - свидетелей проводилась дважды - в 1993 и в 1997 годах специалистами НЦ ИЯИ. Оба раза выгружалось по два комплекта.
1.4 Активная зона
.4.1 Назначение и проектные основы
Активная зона предназначена для генерации тепла и передачи его с поверхности тепловыделяющих элементов (твэлов) теплоносителю первого контура.
Активная зона реактора относится к устройствам нормальной эксплуатации и к первой категории сейсмостойкости.
Активная зона реактора обеспечивает выполнение следующих требований, вытекающих из нормативно-технической документации в области безопасности АЭС:
? непревышение допустимых пределов повреждения оболочек твэлов в ТВС в пределах проектного срока службы;
? поддержание требуемой геометрии положения твэлов в ТВС и ТВС в реакторе;
? возможность осевого и радиального расширения твэлов и ТВС при температурных и радиационных воздействиях, разности давлений, взаимодействия топливных таблеток с оболочкой;
? прочность при воздействии механических нагрузок в проектных режимах;
? выбростойкость при воздействии потока теплоносителя, с учетом перепада и пульсации давления, нестабильности потока, вибрации;
? стойкость материалов против коррозионных, электрохимических, тепловых, механических и радиационных воздействий;
? непревышение проектных значений температуры топлива и оболочки;
? отсутствие кризиса теплообмена в постулированных проектом режимах;
? стойкость СУЗ в пределах проектного ресурса от воздействия нейтронного потока, температуры, перепада и изменения давления, износа и ударов, связанных с перемещениями;
? возможность размещения внутри ТВС контролирующих датчиков;
? взаимозаменяемость свежих, частично и выгоревших до необходимой глубины ТВС и ПС СУЗ благодаря унификации установочных размеров;
? выполнение критериев аварийного охлаждения активной зоны в соответствии с действующей нормативно - технической документацией в проектных режимах;
? предотвращение