Средства перезарядки реакторов ядерным топливом

Перегрузка ядерного топлива реактора является специфической относительно сложной и длительной операцией, для выполнения которой требуются специальные организация работ, технические средства (приспособления и устройства), соответственно подготовленный персонал. При перегрузке топлива необходимо строгое соблюдение установленных правил радиационной безопасности.

Газоохлаждаемые реакторы типа установленных па АЭС «Колдер-Холл» можно перезаряжать без прекращения работы (на сниженной мощности) при помощи специальных разгрузочно-загрузочных машин (РЗМ). Перезарядку же современных водоохлаждаемых энергетических реакторов (водо-водяных и кипящих) можно производить только после прекращения их работы и специальной подготовки.

Перезарядка реакторов атомного судна может быть произведена как в доке (сухом или плавучем), так и на плаву, при этом выгруженные отработавшие ТВЭЛ, обладающие большой радиоактивностью, могут быть размещены для временного хранения и выдержки в специальных береговых хранилищах или хранилищах специального судна. Перезарядка реакторов на плаву судна должна производиться в тихой специально оборудованной хорошо защищенной от ветра и волн бухте.

На рис. 8.3 показана упрощенная схема устройства перезарядки реакторов надводного атомного судна, а на рис. 8.4 — судно «Атомик Сервант» для специального обслуживания американского атомного судна «Саванна».

Плавучая база «Атомик Сервант» — несамоходное судно (спецбаржа), она предназначена для перезарядки реакторов в доке или на плаву в прибрежных районах.

Рис. 8.3 Устройство для перезарядки судового реактора

ядерным горючим (схема):

1 - устройство для дистанционного извлечения ТВЭЛ из реактора; 2 - снятая крышка корпуса реактора; 3 - подъемный кран; 4 - пост управления перезарядкой; 5 - съемная защитная плита; 6 - контейнер для ТВЭЛ; 7 - водяная защита; 8 - защитный контейнер реактора; 9 - активная зона; 10 - корпус реактора; 11 — опорная рама реактора.

Судно имеет следующие основные данные:

Длина, м ……………………………………………………… 39

Ширина, м …………………………………………..……….. 11

Водоизмещение в рабочем состоянии, т …………..…….. 760

Осадка в рабочем состоянии, м ………………………...…. 4,4

Вес биологической защиты, т …………………………….. 250

На судне предусмотрено специальное хранилище для отработавших ТВЭЛ и регулирующих стержней, цистерны для сброса и временного хранения радиоактивных вод и средства для специальной обработки этих вод, помещения и средства для дезактивации подлежащего ремонту оборудования, для временного хранения твердых отходов, обладающих активностью, и др. Предусмотрена возможность подачи на судно чистой воды (бидистиллята) для ЯЭУ, имеются мастерские. Погрузочно-разгрузочные работы производятся с помощью крана грузоподъемностью 9т. Технический персонал составляет 15 человек. Все помещения судна разделяются на две группы (зоны): помещения «грязной зоны», или «зоны строгого режима», и помещения «чистой зоны». Помещения и хранилища «грязной зоны» расположены внизу; они оборудованы автономной вентиляцией и специальными средствами дозиметрического контроля.

Всякий работавший энергетический реактор после остановки его еще длительное время продолжает выделять тепло за счет ядерных реакций, продолжающихся в продуктах деления топлива. Остаточное тепловыделение ориентировочно может быть определено по формуле

(8.1)

где — среднее значение тепловой мощности, на которой работал реактор, Вт;

t — время после остановки реактора, сек.

Рис. 8.4 Продольный разрез (схема)

вспомогательного судна «Атомик Сервант».

1 - труба для забора и выброса воздуха; 2 – операторское помещение; 3 - помещение вентиляторов; 4 - помещение для выхода; 5 - помещение лаборатории; 6 - машинное отделение и склад (технического имущества); 7 - хранилища отработавших ТВЭЛ;

8 – баки для жидких радиоактивных отходов; 9 – отсек обработки радиоактивных деталей; 10 – помещение хранения оборудования для дезактивации; 11 - подъемный кран; 12 - мастерские.

На рис. 8.5 показан график спада мощности реактора после его остановки, из которого видно, что остаточное тепловыделение, резко снизившись за первые 60 - 80 с, после этого длительное время сохраняется на одном уровне (около 2% от полного). У реактора атомного судна «Саванна» остаточное тепловыделение в конце первого дня после остановки реактора составляет около 1 МВт (около 860 000 ккал/час), т. е. остается еще таким большим, что при отсутствии охлаждения (прокачки) ТВЭЛ могут расплавиться или получить термические повреждения. Поэтому, прежде чем приступить к демонтажу оборудования над реактором и к вскрытию реактора, необходимо произвести полное расхолаживание последнего. Расхолаживание производится путем длительной прокачки теплоносителя через реактор и питательной воды через парогенераторы; получаемый при этом пар отводится в конденсатор (вспомогательный или системы расхолаживания). Расхолаживание занимает одну-две и более недель в зависимости от полной мощности реактора, длительности его кампании и других условий.

Рис. 8.5 График спада мощности

при выключении реактора (остаточное тепловыделение):

1 - реактор выключается аварийными стержнями; 2 - реактор выключается всеми стержнями (защиты и регулирования).

После расхолаживания реактора первый контур установки неоднократно промывается бидистиллятом с целью удаления из него радиоактивных загрязнений и обеспечения необходимых условий радиационной безопасности для выполнения работ, связанных с перезарядкой реактора и ремонтом оборудования установки. Промывочная вода сливается в хранилища (цистерны) базы перезарядки, где она перерабатывается с целью удаления радиоактивности и доведения ее до состояния, при котором она вновь может быть использована в реакторной установке.

Дата добавления: 2015-07-20