Технические характеристики и компоновка реакторной установки

Реакторная установка

Технические характеристики и компоновка реакторной установки

Технические характеристики

РУ БН-1200 в составе головного энергоблока предназначена для решения следующих задач:

- достижения высокого КИУМ (0,9) с выработкой тепловой мощности 2800 МВт и ее передачей по натриевым контурам для последующего преобразования в электрическую энергию (не менее1200 МВт на клеммах генераторов);

- обеспечения надежной работы и конкурентоспособности с другими источниками энергии;

- отработки новых технических решений для применения в последующих энергоблоках с РУ БН-1200;

- отработки опытно-промышленного производства ЗТЦ на основе НИОКР, проведенных в рамках создания и эксплуатации БН-800.

Область применения РУ БН-1200 – использование в составе головного энергоблока и в последующих энергоблоках с возможными усовершенствованиями на основе опыта разработки, строительства и эксплуатации головного энергоблока

Основные технические характеристики РУ приведены в таблице 3.1.

Таблица 3.1 - Основные технические характеристики РУ

Наименование характеристики	Значение
1 Тепловая мощность РУ, МВт
2 Эксплуатационный диапазон регулирования мощности, % Nном	25-100
3 Интервал между перегрузками реактора, эфф. сут.
4 Параметры первого контура: ‑ температура натрия на входе в активную зону, ^оС
‑ температура натрия на входе в ПТО, ^оС
‑ расход натрия через ПТО, кг/с
‑ напор ГЦН‑1, м ст.ж.
‑ избыточное давление в газовой полости реактора, работающего (остановленного), МПа	0,055 (0,005)
5 Параметры второго контура: ‑ температура натрия на входе в ПГ, ^оС
‑ температура натрия на выходе из ПГ, ^оС
‑ расход натрия в одной петле, кг/с
‑ напор ГЦН‑2, м ст.ж.	47
‑ абсолютное давление в газовых полостях ББН и ГЦН-2, МПа	0,326
6 Параметры третьего контура: - температура питательной воды, ^0С
- температура перегретого пара, ^0С
- давление пара, МПа
- паропроизводительность, кг/с
7 Количество петель теплообмена в I, II контурах РУ, ед.
8 Контур САОТ: - количество петель теплоотвода, ед. - номинальная мощность петли теплоотвода, МВт(т);	18,75
9 Количество встроенных в реактор ХФЛ, ед.
10 Масса РУ с оборудованием, т
11 Масса натрия первого контура, т
12 Масса натрия второго контура и внереакторного контура САОТ, т
13 Сейсмостойкость оборудования РУ, баллов по шкале MSK‑64: ‑ проектное землетрясение;
‑ максимальное расчетное землетрясение
14 Назначенный срок службы РУ, год
КИУМ	0,9

 

3.1.2 Компоновка РУ

Гидравлическая принципиальная схема РУ представлена на рисунке 3.1. Схема соответствует интегральной компоновке реактора в четырехпетлевом исполнении (4 ГЦН-1, 4 ПТО), трёхконтурной схеме передачи тепла, САОТ с АТО в первом контуре, использованию двухкорпусного прямотрубного ПГ в каждой петле второго контура.

Введение промежуточного второго контура обусловлено необходимостью исключить попадание продуктов реакции натрия с водой и паром в реактор, а также радиоактивного натрия впароводяной контур при течи ПГ.

Наведенная активность натрия второго контура при трехконтурной схеме в РУ составляет не более 3,7´10⁺⁴ Бк/л, что делает второй контур полностью обслуживаемым.

В газовой полости реактора поддерживается давление аргона, соответствующее режиму работы (работа на мощности, плановый останов) за счет самокомпенсации. С этой целью к газовой полости реактора подсоединены баки‑компенсаторы, соединенные с ним с помощью трубопроводов.

1-Реактор, 2-Активная зона, 3-Промежуточный теплообменник, 4-ГЦН-I, 5-Блок индикации примесей, 6-Фильтр-ловушка, 7-Теплообменник автономный, 8-Клапан обратный, 9-Центральная поворотная колонна, 10-Блок рабочих ИК, 11-Блок пусковых ИК, 12-Гидрозатвор, 13-Сосуд компенсатор, 14-Съемный участок, 15-Насос электромагнитный, 16-Вакуумная ёмкость, 17-Теплообменник воздушный, 18-Бак расширительный, 19-ГЦН-II, 20-Секция ПГ, 21-Бак буферный, 22 – Бак сливной

 

Рисунок 3.1 – Принципиальная схема РУ.

Каждая петля второго контура содержит: циркуляционные трубопроводы, один ПТО, один ГЦН‑2, двухкорпусный прямотрубный ПГ с системой автоматической защиты, БАС‑1, выполняющий также функции дренажного бака, и БАС‑2, буферный бак и систему очистки теплоносителя от примесей. Третий (пароводяной) контур теплоотвода в пределах РУ ограничивается ПГ и трубопроводами его обвязки по воде/пару до отсечной арматуры.

Система аварийного отвода тепла от остановленного реактора к конечному поглотителю выполнена также трехконтурной: первый и второй (промежуточный) контур - с натриевым теплоносителем, третий контур - разомкнутый контур атмосферного воздуха (конечный поглотитель).

Четыре воздушных теплообменника САОТ присоединены трубопроводами промежуточного контура к соответствующим АТО, установленным в реактор, образуя четыре независимых петли теплоотвода.

Компоновка оборудования РУ (рисунки 3.2 и 3.3) осуществлена таким образом, чтобы обеспечить высокую надежность и безопасность эксплуатации РУ при условии ее компактного размещения.

Интегральный реактор размещен в шахте цилиндрической формы. Сверху шахта реактора перекрыта верхней неподвижной защитой (ВНЗ), имеющей проходки под реакторное оборудование.

Четырехпетлевая компоновка первого и второго контуров обеспечивает возможность относительно симметричного расположения оборудования и трубопроводов РУ в реакторном здании.

Основное оборудование второго контура: четыре ГЦН-2, четыре ПГ, четыре комплекта трубопроводов, - скомпоновано за шахтой реактора в отдельных помещениях. При этом помещения для насосов расположены в центральном зале, а ПГ - в отделении, примыкающем к центральному залу.

Ниже пола центрального зала расположено баковое хозяйство первого контура. В парогенераторном отделении расположено баковое хозяйство второго контура. Помещения с ВТО вынесены за пределы центрального зала и примыкают к парогенераторному отделению.

Главные циркуляционные насосы второго контура расположены в центральном зале на отметке ~ +30м.

ПГ четырех петель, состоящие из двух параллельно работающих корпусов, попарно расположены вдоль стен центрального зала, параллельных оси симметрии реактора. Каждый ПГ размещен в отдельном помещении (боксе), пароводяные коммуникации ПГ размещены в отдельных изолированных помещениях.

 

 

 

1 ‑ Реактор	2 ‑ Парогенератор
3 ‑ ГЦН-2	4 ‑ ВТО
5 ‑ Бак расширительный	6 ‑ ПТО
7 ‑ АТО	8 – Бак дренажный,2 контура
9 – БАС‑2	10 – Буферная емкость
11 – Трубопроводы 2 контура	12 – Трубопроводы САОТ

 

Рисунок 3.2 - Компоновка РУ БН-1200

1 ‑ Реактор	2 ‑ Парогенератор
3 ‑ ГЦН-2	4 ‑ ВТО
5 ‑ Бак расширительный	6 ‑ ПТО
7 ‑ АТО	8 – Бак дренажный 2 контура
9 – БАС‑2	10 – Буферная емкость
11 – Бак компенсатор 1 контура	12 – ХФЛ
13 – ГЦН-1	14 – КМВП с линейным боксом
15 – Трубопроводы 2 контура	16 – Трубопроводы САОТ

 

Рисунок 3.3 - Компоновка РУ БН-1200

Размеры парогенераторного бокса в плане составляет 10´11 м для двухкорпусного прямотрубного ПГ. Высота боксов составляет 31 м. Для проведения такелажных (монтажных и ремонтных) работ с двухкорпусным прямотрубным ПГ предусмотрены проемы в стенах по всей высоте соответствующих боксов.

Компоновка трубопроводов увязана с компоновкой основного оборудования РУ и обеспечивает равенство гидравлических сопротивлений попарно идентичных петель. Трассировка трубопроводов при этом предполагает использование сильфонов для компенсации температурных перемещений. Трубопроводы полностью окожухованы, кроме трубопроводов для дренажей и сдувок.

Техническая характеристика

Тип реактора - ядерный реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем в первом контуре и интегральной компоновкой основного оборудования первого контура.

Рабочая среда:

- теплоноситель "Натрий реакторной чистоты для реактора БН;

- технические требования и методы контроля примесей в соответствии с ОCT 95 10592-2003;

- защитный газ ‑ аргон высшего сорта по ГОСТ 10157-79.

Основные характеристики реактора приведены в таблице 3.1.

Компоновка реактора

Реактор БН-1200 имеет интегральную компоновку, т.е. активная зона реактора, первичная радиационная защита и оборудование первого контура размещаются в корпусе реактора, имеющем нижний опорный узел

В корпусе реактора размещается следующее оборудование первого контура:

- активная зона с внутриреакторным хранилищем отработавших ТВС;

- промежуточные теплообменники натрий-натрий (4 шт.);

- главные циркуляционные насосы первого контура (4шт.);

- напорные трубопроводы ГЦН-1;

- напорная камера;

- автономные теплообменники САОТ (4 шт.);

- комплекс механизмов перегрузки (1 шт.);

- исполнительные механизмы СУЗ;

- блоки ионизационных камер с подвесками (6 шт.);

- уровнемеры для измерения уровня натрия в реакторе (3 шт.);

- фильтр - ловушки окислов натрия (3 шт.);

- система КГО;

- система контроля качества натрия первого контура;

- контрольно-измерительные приборы.

Основное оборудование реактора (ГЦН и ПТО) устанавливается на опоры насосов и теплообменников, которые привариваются к верхней плите опорного пояса. Вес активной зоны воспринимается нижней частью опорного пояса. На центральной горловине крыши корпуса устанавливаются поворотные пробки, а на конической части крыши устанавливаются АТО, фильтр-ловушки, уровнемеры и блоки ионизационных камер.

В реакторе выполнены раздельные всасывающие полости ГЦН-1, т.е. насосы и теплообменники разделены на 4 петли. Разделение на петли выполнено за счет радиальных ребер верхней части опорного пояса, которые между петлями выполнены без окон.

Реактор размещается в шахте реактора, в которой предусмотрен зазор между стальной облицовкой шахты и теплоизоляцией страховочного корпуса ~ 700 мм. Для снижения температуры бетона предусмотрено воздушное охлаждение шахты.

Сверху шахту перекрывает верхняя неподвижная защита, на которой вокруг центральной горловины корпуса установлен защитный колпак.

Корпус реактора соединен трубопроводами с баками-компенсатороми, с оборудованием вспомогательных систем первого контура (газовой и натриевой систем заполнения и системы КГО) и с предохранительными устройствами, обеспечивающими защиту полости реактора и полости страховочного корпуса реактора от повышения давления сверх допустимого.

Корпус реактора

Корпус реактора предназначен для размещения внутрикорпусного оборудования, натрия и аргона первого контура.

Основные технические характеристики корпуса реактора представлены в таблице 3.2.

Таблица 3.2 - Основные технические характеристики корпуса реактора

Наименование характеристики	Величина
1 Диаметр, мм
2 Высота, мм
3 Материал	Сталь типа 08Х18Н9 и 08Х16Н11М3
4 Масса, т

 

 

 

1 - Фильтр – ловушка	2 - Циркуляционный насос
3 - Автономный теплообменник	4 - Промежуточный теплообменник
5 - ИК контроля энергетического уровня мощности	6 - ИК контроля подкритического состояния

 

Рисунок 3.4 - Реактор БН-1200. Вид сверху

 

 

 

 

 

1 - Промежуточный теплообменник	2 - Основной корпус
3 - Страховочный корпус	4 - Опорный пояс
5 - Напорная камера	6 - Устройство сбора топлива
7 - Активная зона	8 - Напорный трубопровод
9 - Главный циркуляционный насос	10 - Поворотные пробки
11 - Исполнительные механизмы СУЗ	12 - Механизм перегрузки

 

Рисунок 3.5 - Реактор БН-1200. Разрез по ПТО и ГЦН

1 - Напорная камера	2 - Активная зона
3 - Напорный трубопровод АТО	4 - АТО
5 - ЭХДВ	6 - ИК контроля энергетического уровня мощности
7 - ИК контроля подкритического состояния

 

Рисунок 3.6 - Реактор БН-1200. Разрез по АТО и ИК

 

 

1 - Фильтр - ловушка	2 - Уровнемер
3 - Механизм перегрузки	4 - Перегрузочная машина

 

Рисунок 3.7 - Реактор БН-1200. Разрез по фильтр – ловушке и элеватору

Основной корпус представляет собой вертикальный цилиндрический бак, имеющий конусную крышу и эллиптическое днище с опорным кольцом.

Крыша корпуса имеет центральную горловину с силовым фланцем, к которому приварена опорная обечайка поворотных пробок. Кроме центральной горловины на крыше корпуса размещены следующие патрубки:

- четыре патрубка для проходки теплообменников;

- четыре патрубка для проходки насосов первого контура;

- один патрубок для проходки элеватора и машины перегрузочной;

- три патрубка под уровнемеры;

- два патрубка под внутрибаковые ионизационные камеры;

- три патрубка под фильтр – ловушки;

- четыре патрубка под автономные теплообменники САОТ.

Цилиндрическая часть корпуса и эллиптическое днище приварены к опорному кольцу, с помощью которого корпус через опорную обечайку корпуса, опорное кольцо и опорную обечайку страховочного корпуса жестко связан с фундаментной опорой шахты реактора.

Геометрические размеры опорного узла корпуса реактора выбраны таким образом, что весовые нагрузки от внутрикорпусных конструкций и поворотных пробок, а также давления натрия, не вызывают дополнительного кручения опорных колец основного и страховочного корпусов.

С целью улучшения температурного состояния корпуса предусмотрены тепловые экраны, расположенные по внутренней поверхности корпуса, а снаружи, в верхней части корпуса(выше примыкания страховочного корпуса к корпусу реактора) установлена теплоизоляция из блоков стальной фольги.

 

Корпус реактора находится в контакте:

- с внутренней стороны с натрием, за исключением верхней части (крыши), контактирующей с аргоном газовой подушки реактора;

- с наружной стороны - с аргоном, находящимся в страховочной полости, и с воздухом шахты реактора вне страховочной полости.

Для повышения безопасности АЭС и локализации последствий возможной аварии корпуса (течь натрия) снаружи корпус имеет страховочный корпус, оканчивающийся на конусной крыше корпуса выше уровня натрия первого контура и образующий страховочную полость.

В страховочной полости, образованной стенками основного и страховочного корпусов, размещены сигнализаторы течи корпуса, датчики системы высокотемпературной тензо- и термометрии корпуса. Страховочная полость используется при разогреве корпуса реактора перед заполнением его натрием.

Страховочный корпус представляет собой сварной вертикальный цилиндрический бак, имеющий конусную крышу и эллиптическое днище с опорным кольцом.

Крыша страховочного корпуса соединена с крышей основного корпуса с помощью торового компенсатора. Крыша страховочного корпуса имеет аналогичные крыше корпуса патрубки под оборудование и системы, расположенные в корпусе реактора. Герметизация страховочной полости и компенсация температурных перемещений патрубков основного корпуса относительно соответствующих патрубков страховочного корпуса выполняется с помощью сильфонных компенсаторов.

Опорное кольцо страховочного корпуса воспринимает весовую нагрузку от корпуса с внутрикорпусными конструкциями и опирается с помощью опорной обечайки на фундаментную опору шахты реактора.

Опорный пояс является опорной силовой конструкцией для всего внутрикорпусного оборудования. Опорный пояс приварен к обечайке опорного кольца основного корпуса.

К опорному поясу крепятся:

- четыре опоры насосов;

- четыре опоры теплообменников;

- напорная камера с отражателем;

- тепловые экраны;

- устройство для сбора топлива.

Опорный пояс представляет собой металлоконструкцию, состоящую из концентрично расположенных обечаек, системы радиальных рёбер и трёх горизонтальных плит.

Система радиальных рёбер образует четыре сливные камеры, каждая из которых является участком трассы натрия первого контура, поступающего от теплообменника к насосу.

Напорная камера с отражателем предназначены для размещения сборок активной зоны и распределения расхода натрия по потребителям (охлаждение сборок активной зоны, корпуса и внутрикорпусных конструкций реактора).

Напорная камера представляет собой цилиндрической формы емкость, состоящую из двух плоских плит, приваренных к цилиндрической обечайке. Плиты также связаны между собой с помощью втулок, в которые устанавливаются коллекторы.

Внутри напорной камеры на нижней плите расположена перфорированная обечайка, которая предназначена для более равномерного растекания натрия и защиты втулок от поперечного потока, поступающего из напорных трубопроводов.

Напорная камера имеет на цилиндрической обечайке четыре патрубка, к которым приварены напорные трубопроводы, по которым поступает натрий от ГЦН-1.

В нижней плите напорной камеры размещены дроссельные устройства, через которые часть натрия поступает на охлаждение корпуса реактора.

На верхнюю плиту напорной камеры устанавливаются только коллекторы центральной части активной зоны, обеспечивающие распределение расхода натрия из напорной камеры по ТВС и двум рядам защитных сборок. Коллекторы периферийной части активной зоны устанавливаются на дополнительную плиту напорной камеры, опирающуюся на верхнюю плиту напорной камеры и среднюю плиту опорного пояса. При этом, применяются однотипные коллекторы, предназначенные для установки только одной сборки активной зоны. Сборки периферийной части активной зоны охлаждаются только за счет естественной циркуляции натрия.

На периферии дополнительной плиты напорной камеры установлен отражатель, который представляет собой цилиндрическую обечайку с опорным фланцем в нижней части. В отражателе выполнена выгородка с опорой, предназначенная для установки гильзы элеватора загрузки – выгрузки сборок активной зоны. На внутренней поверхности отражателя закреплены плиты, формирующие периферийную часть активной зоны.

Опора насоса представляет собой цилиндрический стакан с толщиной стенок 50 и 60 мм, приваренный к опорному поясу в нижней части стыковым швом. В верхней части имеется посадочная поверхность под насос. Опора насоса в верхней части герметично соединяется с патрубком крыши при помощи сильфонного компенсатора.

В нижней части опоры на восьми рёбрах расположена втулка с уплотнительным кольцом для установки напорного коллектора насоса. В рёбрах выполнены отверстия с дросселями для подачи натрия, охлаждающего опору. Опора насоса окружена двумя цилиндрическими обечайками с толщиной стенки 10 мм, выполняющими роль тепловых экранов. Зазор между опорой насоса и внутренней обечайкой экрана образует подъёмный канал охлаждения опоры насоса, в который теплоноситель поступает через отверстия в рёбрах. Возврат охлаждающего натрия во всасывающую полость насоса осуществляется через зазор между внутренней и наружной обечайками тепловых экранов.

Опора теплообменника представляет собой цилиндрический стакан с толщиной стенки 40 мм с посадочной поверхностью под теплообменник в верхней части. К опорному поясу опора теплообменника приваривается стыковым швом.

Опора теплообменника в верхней части герметично соединяется с патрубком крыши корпуса при помощи сильфонного компенсатора.

Для подачи натрия в теплообменник в средней части опоры выполнены отверстия. Ниже отверстий на внутренней поверхности опоры установлено уплотнительное устройство, разделяющее полость "горячего" натрия от "холодного." Опора теплообменника в нижней части имеет два тепловых экрана. Данные экраны уменьшают также активацию натрия второго контура.

Для снижения передачи тепла от "горячего" натрия к опорному поясу предусмотрены тепловые экраны, выполненные в виде двух горизонтальных листов толщиной 20 мм каждый.

В крышах экранов корпуса имеются проходки с патрубками под насосы, теплообменники и элеватор.

Для компенсации разности температурных перемещений (радиальных и осевых) патрубков крыши корпуса относительно опор насосов и теплообменников предусмотрены многослойные сильфонные компенсаторы.

Аналогичные сильфонные компенсаторы предусмотрены для обеспечения герметизации страховочной полости и компенсации температурных перемещений патрубков крыши основного корпуса относительно патрубков страховочного корпуса.

Напорный трубопровод представляет собой колено, соединённое с напорной камерой. Температурные расширения напорного трубопровода относительно опорного пояса и напорной камеры компенсируются за счёт выбранной длины и геометрии трубопровода (самокомпенсации). Снаружи напорный трубопровод имеет страховочный кожух.

Устройство для сбора топлива расположено под напорной камерой, закреплено на нижней плите опорного пояса и предназначено для сбора расплавленного топлива активной зоны при тяжелой запроектной аварии. Внутренняя поверхность поддона облицована тугоплавким материалом.

Наружная поверхность страховочного корпуса покрыта теплоизоляцией, которая предназначена для ограничения тепловых потерь установки в окружающую среду и снижения температурного перепада в стенках корпуса. Теплоизоляция выполнена в виде блоков из набора листов стальной фольги.

Технология изготовления корпуса реактора БН-1200 по сравнению с корпусами реакторов БН-600 и БН-800 принципиально не изменяется. Монтаж корпусов производится из транспортируемых по железной дороге блоков на монтажной площадке.

Увеличение размеров корпуса реактора и внутрикорпусных конструкций приводит к увеличению количества элементов, транспортируемых с завода-изготовителя железнодорожным транспортом. Увеличение количества элементов и, соответственно, количества сварных соединений, выполняемых на монтажной площадке АЭС, увеличивает объем монтажных работ. Однако при этом объем работ на единицу мощности уменьшается приблизительно в 1,5 раза по сравнению с БН-800.

Контроль герметичности ТВС

Система КГО предназначена для обеспечения безопасности реактора и обеспечения высоких эксплуатационных показателей энергоблока за счет:

- контроля герметичности оболочек твэл на всех стадиях развития дефектов от газовой течи до контакта топлива с теплоносителем;

- контроля за содержанием в теплоносителе продуктов деления и радионуклидов коррозионного происхождения;

- представления оператору информации о состоянии оболочек твэл;

- выдачи в СУЗ сигналов о превышении контрольного и предельно- допустимого уровней негерметичности оболочек твэл;

- сокращения времени поиска дефектных ТВС и предотвращения выгрузки недовыгоревших ТВС, не содержащих дефектных твэл;

- выявления отработавших ТВС с негерметичными твэл в процессе отмывки и организации их хранения, исключающей загрязнение воды бассейна выдержки продуктами деления топлива.

Система КГО /4/ состоит из следующих подсистем:

- секторная система контроля герметичности оболочек твэл по запаздывающим нейтронам – ССКГО;

- система контроля герметичности оболочек твэл по активности газа в газовой подушке реактора (газовая система КГО);

- система контроля герметичности оболочек твэл по активности нуклидов в натрии первого контура (натриевая система КГО);

- система определения дефектных ТВС в активной зоне на остановленном реакторе –СОДС-Р (реакторная система, совмещенная с МП);

- система обнаружения дефектных ТВС при их отмывке – СОДС-ГО (внереакторная система).

ССКГО, натриевая и газовая системы КГО являются системами оперативного контроля состояния оболочек твэл в активной зоне работающего на мощности реактора. СОДС-Р является системой неоперативного контроля состояния оболочек твэл ТВС в активной зоне остановленного реактора. СОДС-ГО является системой неоперативного контроля состояния оболочек твэл в ТВС, выгружаемых из ВРХ в бассейн выдержки.

В состав каждой из подсистем КГО входят:

- технологическая часть (конструкции и пробоотборные устройства с измерительными участками для размещения детекторов излучений и параметров контролируемых технологических сред);

- автоматизированная часть (детекторы, коммуникации и регистрирующая аппаратура).

Функции систем КГО

1) ССКГО должна обеспечить:

- непрерывный контроль при работе реактора на мощности плотности потока запаздывающих нейтронов (источником которых являются короткоживущие продукты деления топлива) из теплоносителя первого контура, прошедшего через различные секторы активной зоны;

- обнаружение в активной зоне ТВС, имеющих твэл с дефектом «контакт топлива с теплоносителем», определение сектора активной зоны для ТВС с дефектными твэл;

- выдачу в АСРК (АСУ ТП) для представления оператору информации о величине плотности потока запаздывающих нейтронов по секторам активной зоны и о превышении величиной плотности потока запаздывающих нейтронов и скоростью ее роста контрольных и предельно-допустимых уровней.

Аналогичная система успешно эксплуатируется на реакторе БН-600 и спроектирована для реактора БН-800.

2) Газовая система КГО должна обеспечивать:

- непрерывный контроль за изменением во времени общей активности газа в газовой подушке реактора, характеризующей степень негерметичности оболочек твэл;

- непрерывный и периодический контроль изотопного состава ГПД в газовой подушке реактора (¹³³Xe,¹³⁵Xe,¹³⁸Xe,⁸⁷Kr,⁸⁸Kr и др.);

- выдачу в АСРК (АСУ ТП) информации о содержании в газовой подушке реактора реперных радионуклидов и сигналов о превышении контрольного и предельно-допустимого уровней по общей активности газа и активности отдельных радионуклидов.

На рисунке 3.14 приведена схема газовой системы КГО.

 

1-реактор	2-трубопровод газовой компенсации
3-система сдувок и выдержки активного аргона	4-дренажный бак
5-ловушка паров натрия	6-фильтр металлотканевый
7-фильтр аэрозольный	8-микронагнетатель (газодувка) с байпасом
9-измерительная емкость	10-устройство детектирования общей объемной активности
11-манометр	12-дроссельная расходомерная шайба
13-термопреобразователь	14-блок коллиматора
15-ППД-спектрометр	16-измерительная емкость
17-коллектор

 

Рисунок 3.14 - Принципиальная схема газовой системы КГО

3)Натриевая система КГО должна обеспечить:

- непрерывный контроль за изменением активности и изотопного состава в натрии первого контура летучих продуктов деления (¹³⁷Cs,¹³⁶Cs,¹³⁴Cs,¹³¹I и др.);

- периодический контроль за изменением активности и изотопного состава «твердых» продуктов деления и коррозии в первом контуре реактора (¹⁴⁰Ba,¹⁴⁰La,⁹⁵Zr,⁹⁵Nb,^110mAg,⁵⁴Mn и др.).

- В состав натриевой системы КГО входят:

- пробоотборная (технологическая) часть, являющаяся вспомогательной системой реакторной установки;

- измерительная часть (коллиматоры, спектрометры гамма-излучения).

Пробоотборная часть состоит из трубопроводов для доставки натрия к сорбенту изотопов цезия. В качестве сорбента используются гранулы из графита. Концентрация цезия в объеме сорбента увеличивается в 10⁴ раз и за счет этого возможна непрерывная регистрация гамма-излучения от изотопов цезия на фоне гамма-излучения ²⁴Na во время работы реактора. Регистрация «твердых» продуктов деления, таких как ¹⁴⁰La,⁹⁵Zr на поверхностях оборудования (ПТО, ГНЦ и др.) или на специальных радиаторах (металлическая стружка) возможна только после распада ²⁴Na. Измерительная часть состоит из проходок в защите, специальных коллиматоров и спектрометров гамма-излучения для измерения контролируемых радионуклидов.

Активность натрия первого контура по определяющему радионуклиду ¹³⁷ Cs от загрязнения оболочек твэл топливом через один год работы реактора составляет 1ּ10 ^–2 МБк/л, через 60 лет эксплуатации реактора с 0,05% негерметичных твэл расчетная величина активности составляет 72 МБк/л.

СОДС-Р предназначена для поиска на остановленном реакторе ТВС с негерметичными твэл с помощью механизма перегрузки со встроенным в него пробоотборником (МП-СОДС).

Принципиальная схема системы СОДС-Р представлена на рисунке 3.15.

5) СОДС-ГО должна обеспечить:

- контроль объемной активности продуктов деления топлива (⁸⁵Kr) в газе, продуваемом через гнездо пароводяной отмывки;

- контроль объемной активности продуктов деления топлива (¹³⁷Cs и другие реперные изотопы) в отмывочных водах.

Принципиальная схема системы СОДС-ГО представлена на рисунке 3.16.

При определении диапазонов измерения активности продуктов деления в газе и в отмывочной воде использовался опыт эксплуатации аналогичной системы реактора БН-600.

 

1-ТВС	2-устройство детектирования суммарной объемной активности
3-фильтр-аэрозольный	4-измерительная емкость
5-шланг гибкий	6-ресивер
7-датчики положения захватного устройства	8-манометр
9-расходомерная шайба

 

Рисунок 3.15 - Принципиальная схема системы СОДС-Р

 

 

1 - гнездо пароводяной отмывки	2 - конденсатор-теплообменник
3 - фильтр-аэрозольный	4 - ППД-спектрометр
5 - измерительная емкость	6 - система СОДС-ГО по газу
7 - устройство детектирования объемной активности	8 - система СОДС-ГО по воде
9 - отстойник	10 - прибор контроля расхода (соответственно по газу или по воде)
11 - манометр	12 - блок коллиматора для ППД-спектрометра

 

Рисунок 3.16 - Принципиальная схема системы СОДС-ГО

 

6) Контроль гамма-активных нуклидов

Для периодического контроля гамма-активных нуклидов (цезия, йода, бария, циркония и др.) рассматривается вариант с отбором проб натрия на остановленном реакторе (в составе системы контроля качества натрия первого контура). Предлагаемый вариант конструктивного исполнения пробоотборника первого контура представлен на рисунке 3.17 Пробоотборное устройство может быть наведено на любую ТВС реактора, входящую в зону обслуживания расходомерного устройства.

 

1 - головка ТВС	2 – расходомер
3 - клапан пробоотборного устройства	4 - устройство пробоотборное выемное
5 - устройство перемещения	6 - узел отбора проб
7 - проба натрия

 

Рисунок 3.17 - Устройство пробоотборное натрия первого контура, встроенное в поворотную пробку реактора в положении отбора пробы натрия

Контроль мощности реактора

Контроль мощности реактора по нейтронному потоку предназначен для управления тепловой мощностью реактора, аварийной защиты при превышении её допустимого уровня и контроля подкритического состояния реактора.

Контроль нейтронной мощности реактора осуществляется с помощью шести блоков ионизационных камер, расположенных внутри корпуса реактора /4/.

Четыре блока ИК, установленные на поворотных пробках реактора (над активной зоной реактора), предназначены для контроля энергетического и промежуточного диапазона мощностей реактора.

Два блока ИК, установленные на конусной части крыши корпуса (вне активной зоны на уровне центра активной зоны), предназначены для контроля подкритического состояния и режимов пуска и останова реактора

При работе реактора на энергетических уровнях мощности камеры блока ИК контроля энергетического уровня мощности работают в токовом режиме и их сигналы используются в СУЗ. При останове реактора камеры блока ИК контроля энергетического уровня мощности при достижении минимально контролируемого уровня мощности переходят в "фоновый" режим работы.

Камеры блока ИК контроля подкритического состояния при работе реактора на энергетических уровнях мощности находятся в верхнем положении в защитном экране и работают в фоновом режиме. При остановке реактора перед достижением минимально контролируемого уровня мощности блоки ИК контроля подкритического состояния переводятся в нижнее положение и работают в импульсном режиме и их сигналы используются в СУЗ. Перемещение подвесок с камерами производится при помощи механизма перемещения. Механизм перемещения имеет указатель положения камеры и автоматическое отключение электропривода механизма в верхнем и нижнем положениях камер.

Активная зона

Активная зона состоит из 1430 сборок разного типа, установленных со средним шагом 185 мм. Центральная часть активной зоны сформирована из 426 ТВС с топливом одного обогащения и 31 ячеек с регулирующими сборками. Далее по радиусу сформирована БЗВ из двух рядов сборок и защита внутриреакторного хранилища из двух рядов сборок с естественным карбидом бора. Ёмкость ВРХ (194 ячеек) достаточна для обеспечения выдержки в нём отработавших ТВС в течение двух интервалов работы реактора между перегрузками. За ВРХ в трех-четырёх рядах ячеек размещены сборки с естественным карбидом бора для формирования дополнительной боковой защиты внутриреакторного оборудования.

Картограмма активной зоны с указанием количества сборок разного типа приведена на рисунке 3.19 Конструкция ТВС активной зоны со смешанным оксидным топливом представлена на рисунке 3.20.

Основные технические характеристики ТВС активной зоны приведены в таблице 3.9.

ТВС боковой зоны воспроизводства имеет такую же чехловую трубу, как ТВС активной зоны, внутри которой располагается пучок из 127 твэл с оболочкой диаметром 14´0.4 мм. Твэл по высоте 1,7 м заполнены таблетками обеднённого диоксида урана. Эффективная плотность диоксида урана в твэл – 9,7 г/см³.