- •Учебное пособие по физике реактора (проект) содержание.
- •1. Основы теории реакторов.
- •1.1. Деление ядер под действием нейтронов.
- •1.1.1. Строение атома. Изотопы.
- •1.1.2. Дефект массы, энергия связи, энергия деления.
- •1.1.3. Радиоактивность.
- •1.1.4. Ядерные реакции. Сечения взаимодействия.
- •1.1.5. Замедление и диффузия нейтронов.
- •1.2.1 Коэффициент размножения в бесконечной среде.
- •1.2 Коэффициент размножения.
- •1.2.2. Коэффициент размножения на быстрых нейтронах .
- •1.2.3. Вероятность избежать резонансного поглощения .
- •1.2.4. Коэффициент использования тепловых нейтронов .
- •1.2.5. Число быстрых нейтронов на один поглощенный тепловой нейтрон.
- •1.2.6. Утечка нейтронов. Коэффициент размножения.
- •1.3. Реактивность.
- •1.4. Регулирование яр.
- •1.4.1. Параметры, определяющие мощность яр и скорость ее изменения.
- •1.4.2. Кинетика реактора с учетом запаздывающих нейтронов. Период реактора.
- •1.4.3. Критичность на мгновенных нейтронах.
- •2. Пространственное распределение энерговыделения в реакторе.
- •2.1. Общие положения.
- •2.2. Макрораспределение энерговыделения.
- •2.3. Микрораспределение энерговыделения.
- •2.4. Коэффициент неравномерности энерговыделения по объему активной зоны.
- •2.5. Система внутриреакторного контроля.
- •3. Эффекты и коэффициенты реактивности.
- •3.1. Температурный эффект реактивности.
- •3.1.1. Плотностной температурный эффект реактивности.
- •3.1.2. Мощностной эффект реактивности.
- •3.2. Барометрический эффект реактивности.
- •3.3. Борный эффект реактивности.
- •3.4. Влияние коэффициентов реактивности на динамику и безопасность реактора.
- •3.5. Выгорание, шлакование и воспроизводство ядерного топлива.
- •3.6. Отравление реактора ксеноном ( Хе-135 ).
- •3.6.1. Стационарное отравление Хе-135.
- •3.6.2. Нестационарное отравление ксеноном.
- •3.7. Отравление реактора самарием ( Sm-149 ).
- •4. Нфх активной зоны ввэр-440.
- •5. Таблица допустимых режимов эксплуатации ру.
- •5.1 Расходы через твс и реактор.
- •5.2. Допустимая мощность.
- •5.3. Допустимые подогревы в центральных и периферийных твс.
- •5.4. Допустимый подогрев теплоносителя на реакторе.
- •5.5. Влияние частоты сети на температуру.
- •6. Вопросы обеспечения ядерной безопасности.
- •6.1. При пуске яр.
- •6.2. При перегрузке и работе с твс.
- •6.3. При хранении и отправке отработанного ядерного топлива.
- •6.4. Характерные моменты обеспечения ядерной безопасности при использовании твс с обогащением 4,4%.
- •7. Конструкция и характеристики активной зоны реактора и ее компонентов.
- •7.1. Корпус реактора.
- •7.2. Верхний блок.
- •7.3. Внутрикорпусные устройства.
- •7.4. Активная зона.
- •8. Некоторые особенности эксплуатации энергоблоков каэс.
- •8.1. Кассеты-экраны блоков 1 и 2.
- •8.2. Топливо обогащением 4,4% на блоке 3.
- •Список литературы
7. Конструкция и характеристики активной зоны реактора и ее компонентов.
Реактор состоит из следующих основных узлов:
а) корпуса реактора;
б) верхнего блока(ВБ) с приводами АРК;
в) ВКУ (шахты, днища шахты, корзины выемкой, блока защитных труб (БЗТ)0 с промежуточными штангами;
г) активной зоны.
Реактор сверху герметично закрыт крышкой с установленными на ней приводными механизмами органов воздействия на активную зону и имеет габаритные размеры:
- диаметр - 4,71 м;
- высота - 23,63 м.
7.1. Корпус реактора.
Корпус предназначен для размещения ВКУ с активной зоной и состоит из цельнокованных точеных обечаек, сваренных между собой кольцевыми швами.
Верхняя цилиндрическая часть корпуса имеет 6 патрубков Ду500 для входа,
6 патрубков Ду500 для выхода теплоносителя и 4 патрубка Ду250 системы аварийного охлаждения зоны(патрубки САОЗ только на реакторах В-213). Патрубки расположены в два яруса и вынесены из зоны максимального нейтронного облучения. На реакторах В-230 "холодные" и "горячие" патрубки соответствующих петель смещены в плане друг относительно друга на 30^. Нижняя часть корпуса выполнена из 3-х обечаек с толщиной стенки 140мм. На внутренней поверхности средней обечайки корпуса приварены 8 кронштейнов для установки шпонок крепления ВКУ.
Эллиптическое днище корпуса имеет толщину 160мм. На торце фланца корпуса имеется 60 глухих резьбовых отверстий 0 140мм под установку шпилек и две уплотнительные поверхности с кольцевыми канавками под установку уплотняющих прокладок.
Корпус реакторов В-213 по всей внутренней поверхности покрыт антикоррозийной наплавкой для уменьшения скорости коррозии. Толщина наплавки 8-11мм. В реакторах В-230 наплавка сделана только на днище корпуса.
7.2. Верхний блок.
Предназначен для уплотнения корпуса реактора, размещения приводов АРК и организации выводов датчиков внутриреакторных измерений.
ВБ представляет собой сферическую крышку корпуса реактора
с патрубками, на которой смонтировано 37 чехлов АРК для установки и уплотнения в них приводных механизмов СУЗ. К крышке приварены патрубки для вывода пучков ТК(12 шт.) и пучков КНИ (В-230 - 12 шт., В-213 - 6 шт.).
На крышке также смонтированы: система трубок, служащих для удаления воздуха при заполнении реактора водой, и система подвода и отвода воды к змеевикам охлаждения приводов АРК.
В реакторах В-213 крышка покрыта антикоррозионной наплав-
кой.
7.3. Внутрикорпусные устройства.
ВКУ служат для установки и закрепления активной зоны в корпусе реактора и для организации потока теплоносителя внутри реактора.
Конструкция ВКУ и их крепление относительно друг друга и к корпусу реактора позволяют производить извлечение всех узлов из корпуса для возможности его внутренних поверхностей.
Шахта реактора предназначена для организации потока теплоносителя, охлаждающего а.з., и закрепления а.з. относительно корпуса реактора.
Шахта представляет собой цилиндр высотой 8122 мм и диаметром 3366 мм, который устанавливается вертикально своим верхним фланцем на кольцевой бурт в горловине корпуса аппарата.
Между двумя рядами патрубков Ду500 расположен узел разделения "холодного" и "горячего" потоков теплоносителя.
Верхняя часть шахты между фланцем и разделителем потока перфорирована отверстиями(0 38,5 мм - для В-230 и 0 42,5мм для В-213) для выравнивания поля скоростей теплоносителя перед "горячими" патрубками реактора. Кроме того, на шахте реактора В-213 есть два отверстия Ду250 перед верхними патрубками САОЗ, а в реакторах В-230, к шахте, на всю высоту активной зоны приварен тепловой экран для снижения потока -излучения на бетон биозащиты.
Днище шахты устанавливается на опорном бурте внутри нижней части шахты (на реакторах В-230 днище шахты невыемное и поэтому на нем нет проушин для выемки). Днище шахты состоит из верхней решетки толщиной 150мм и нижней дистанционирующей решетки толщиной 50мм, связанных между собой 37 внешними трубами и обечайкой. Внутри внешних труб располагаются защитные трубы АРК, закрепленные в верхней решетке с помощью сварки. В защитных трубах располагаются топливные части кассет АРК, когда соответствующие группы ОР СУЗ находятся в нижнем положении.
В верхней решетке днища шахты установлены дроссельные шайбы, обеспечивающие профилирование расхода теплоносителя через а.з.(0 дроссельных шайб в В-230 45мм, в В-213 50мм). Дополнительное гидравлическое сопротивление, создаваемое дроссельными шайбами, делает активную зону менее чувствительной к снижению расхода теплоносителя в переходном режиме с отключением ГЦН.
В защитных трубах АРК размещены демпферные устройства, предназначенные для снижения ударной перегрузки падающих АРК.
На реакторах 1-й и 2-й очереди КАЭС различна форма днища шахты, у аппарата В-230 днище шахты плоское, а у В-213 - сферическое.
Корзина выемная предназначена для размещения в ней элементов активной зоны и представляет собой конструкцию, состоящую из днища толщиной 300мм и приваренной к нему обечайки толщиной 30-40мм.
Корзина устанавливается на днище шахты. Днище корзины является опорной плитой для рабочих кассет. В нем имеется 312 отверстий 0 105мм под установку рабочих кассет и 37 шестигранных отверстий для прохода топливных частей кассет АРК.
В верхней части обечайки с внутренней стороны приварен граненый пояс. Он предназначен для снижения всплеска нейтронного потока в твэлах крайнего ряда периферийных ТВС путем вытеснения водяного отражателя. Граненый пояс также служит опорой для БЗТ.
Для пропуска части теплоносителя из межкассетного пространства в зазор между шахтой и корзиной предусмотрены 42 отверстия 0 10мм в нижней части обечайки корзины. Внутри корзины размещено 6 труб для установки оборудования системы контроля за нейтронным потоком при перегрузке топлива.
Для ориентации рабочих кассет по углу в плане в днище корзины имеются пазы, в которые входит палец кассеты при ее установке(по два паза на каждое посадочное место кассеты для В-230 и по одному для В-213).
БЗТ предназначен для следующих целей:
а) фиксации головок рабочих ТВС с помощью ловителей;
б) удержания от всплытия корзины во всех условиях эксплуатации;
в) защиты кассет АРК и штанг механизмов СУЗ от воздействия потоков теплоносителя.
В БЗТ смонтированы также чехлы и направляющие каналы под датчики внутриреакторного контроля.
БЗТ состоит из нижней решетки толщиной 200мм с закрепленными в ней ловителями, дистанционирующими рабочие кассеты; верхней решетки, жестко соединенной с нижней 37 защитными трубами, и обечайки, установленной на верхней решетке и к ней приваренной.
БЗТ устанавливается в реакторе на граненый пояс корзины и прижимается фланцем крышки реактора через пружинные блоки, установленные на внешней поверхности обечайки. На блоках с В-213 БЗТ фиксируется по углу в плане 3-мя позами под шпонки, выполненными на нижней решетке, в которые входят шпонки выемной корзины.
Внутри 37 защитных труб перемещаются в вертикальном направлении промежуточные штанги, которые представляют собой связующий элемент между штангой привода и кассетой АРК.
Промштанга представляет собой конструкцию в виде трубы длиной 4824мм с максимальным диаметром 155мм и имеет вес 65кг. Промштанга проходит через поглощающую надставку АРК и посредством захвата сцепляется с головкой топливной части АРК. В верхней части промштанга соединяется с рейкой привода АРК.