Биологическая защита реактора
Дипломная работа - Физика
Другие дипломы по предмету Физика
гидродинамическое усилие поджатия при максимальном расходе теплоносителя по ТВС составляет свыше 20%. Равнодействующая всех сил, приложенных к ТВС, при работе четырёх ГЦН направлена вниз с усилием 850-950 кг.
Для обеспечения быстрого прекращения ядерной реакции, автоматического поддержания мощности на заданном уровне и перевода реактора с одного уровня мощности на другой, предупреждения и подавления ксеноновых колебаний реактивности поглощающие стержни системы управления и защиты - ПС СУЗ.
ПС СУЗ состоит из ПЭЛов, захватной головки (траверсы), пружин индивидуальной подвески ПЭЛов.
ПЭЛ представляет собой стержень, состоящий из оболочки, заполненной поглощающим материалом и заглушенной наконечниками.
Головка ПС СУЗ представляет собой втулку с ребрами, на которых выполнены отверстия для подвески ПЭЛ.
Стержни выгорающего поглотителя (СВП) служат для выравнивания поля энерговыделения по радиусу активной зоны и для компенсации запаса реактивности.
Пучок СВП состоит из стержней СВП и захватной головки (траверсы). В отличии от крепления ПЭЛов, в захватной головке СВП крепятся без пружин. Конструктивно СВП представляет собой, также как и ПЭЛ, стержень, состоящий из оболочки и поглощающего материала выгорающего поглотителя.
В качестве ядерного топлива используется двуокись урана UO2. Основные достоинства двуокиси урана - высокая температура плавления (около 2800 С); достаточная радиационная стойкость при больших выгораниях, совместимостью с материалом оболочек твэл и химическая инертность по отношению к воде при рабочих температурах теплоносителя. Однако, с нейтронно-физической и теплофизической точек зрения двуокись урана имеет и некоторые недостатки, основные из них - низкие теплопроводность и плотность.
Двуокись урана применяют в виде топливных таблеток. Таблетки двуокиси урана изготавливают по методу порошковой металлургии (прессование мелкого порошка двуокиси урана с пластификатором, сушка, гранулирование, прессование, сушка, спекание, шлифование).Таблетки закладывают в трубку из циркониевого сплава. По концам твэла в трубке помещаются разрезные втулки из сплава Э 110, которые удерживают столб таблеток в оболочке в определённом положении. Заполнение оболочки таблеток производится в атмосфере аргона и гелия, герметизация концов твэла осуществляется электронно-лучевой сваркой, швы подвергаются отжигу, затем проводят контроль качества изготовления твэла.
Загрузка ВВЭР-1200 по урану составляет приблизительно 70 тонн, среднее обогащение по активной зоне у установившемся режиме ~ 3,0-3,3%, что приблизительно соответствует 2100 кг по изотопу U235.
Для ВВЭР-1200 средняя температура топлива составляет 876 оС. При этом средние температуры таблетки: UO2 таковы: наружная температура сердечника : min/max = 606/414 оС, внутренняя сердечника : min/max = 1407/620 оС. На внешней стороне оболочки твэла максимальная температура, установленная ТРБЭ, составляет 350 оС, ей соответствует температура на внутренней поверхности оболочки твэла 410 оС. При нормальных условиях эксплуатации 98% газообразных продуктов деления (Xe, Kr, Ra, J, Cs) содержится в топливной матрице UO2. При температуре топлива свыше 1600 оС выход газообразных продуктов деления резко возрастает. Отсюда вытекает требование ТРБЭ по ограничению температуры 1690 оС в середине топливного сердечника.
В процессе работы топлива наблюдается объемное распухание топливных таблеток из-за накопления продуктов деления и увеличивается давление газообразных осколков деления под оболочкой. Распухание топлива компенсируется созданием радиального и высотного зазора между топливом и оболочкой. Кроме этого зазоры компенсируют раcширение топлива при переходе от холодного к рабочему состоянию.
Для компенсации колебаний объема двуокиси урана при изменениях уровня мощности реактора и ее перераспределения в центральной части топливных таблеток выполнены осевые отверстия. Одновременно центральные отверстия служат приемником для газообразных продуктов деления, а также несколько снижают максимальную температуру топлива в твэлах.
Надежная герметичность оболочек тепловыделяющих элементов, предотвращающая выход радиоактивных осколков деления из топлива, гарантирует радиационную безопасность атомной электростанции и окружающей местности. Герметичность оболочек должна сохраняться в течение всего срока работы ТВС в реакторе и последующего хранения отработавшего топлива до отправки на переработку. В связи с этим свойства материала оболочек твэлов должны удовлетворять требованиям коррозионной стойкости, прочности и пластичности в условиях нормальной работы реактора и максимального разогрева в аварийных ситуациях. Одним из основных требований к материалу оболочек твэлов является малое сечение захвата нейтронов.
В качестве такого материала используется цирконий. Преимущество циркония заключается в удачном сочетании ядерных и физических характеристик с механическими и коррозионными свойствами.
Цирконий коррозионно стоек в большинстве сред, применяемых в качестве теплоносителей ядерных реакторов, и достаточно технологичен. Наибольшее распространение в реакторах типа ВВЭР получил сплав циркония с одним весовым процентом ниобия (сплав Э 110).
1.4.3 Описание конструкции
Активная зона реактора набирается из вертикально расположенных тепловыделяющих сборок (ТВС) шестигранной формы, устанавливаемых цилиндрическими хвостовиками в гнезда опорных труб днища внутрикорпусной шахты