Теплоизоляция цилиндрической части корпуса реактора

Теплоизоляция зоны патрубков реактора.

Теплоизоляция зоны патрубков реактора предназначена для уменьшения тепловых потерь верхней части корпуса ректора, охватывающей зону патрубков и для защиты оборудования и стенок бетонной шахты от воздействия высоких температур со стороны реактора в нормальных и аварийных условиях.

Теплоизоляция зоны патрубков реактора (см. рис. 33) представляет собой цилиндрический пояс, состоящий из стационарных и съёмных блоков, устанавливаемых в зоне патрубков вокруг корпуса реактора. Блоки теплоизоляции облицованы листовой сталью и заполнены матами теплоизоляционными, изготовленными из стекловолокна. Маты в блоках крепятся с помощью штырей. Для обеспечения жёсткости блоков наружные листы крепятся к стойкам опор.

Конструкция теплоизоляции - блочная. С целью осмотра и контроля трубопроводов блоки теплоизоляции выполнены разъёмными. Теплоизоляция опирается в нижней части на короба биологической защиты, заполненные серпентинитовой засыпкой, а в верхней части крепится при помощи шпилек, приваренных к закладным деталям металлоконструкции упорного кольца корпуса реактора. Теплоизоляция устанавливается на опорную ферму через опорную обечайку.

Теплоизоляция зоны патрубков реактора относится к оборудованию II категории сейсмостойкости.

Защита биологическая.

Защита биологическая зоны патрубков предназначена для защиты обслуживающего персонала от активационного излучения при остановленном реакторе и для снижения уровня нейтронного излучения до значений, при которых не происходит активация металлоконструкции зоны патрубков.

Защита биологическая выполнена в виде съёмных (выемных) металлических блоков, заполненных дробью и серпентинитовой засыпкой.

Защита биологическая устанавливается в бетонной шахте в зоне патрубков корпуса реактора, на опорной ферме реактора.

Масса биологической защиты составляет 64170 кг.

«Сухая» биологическая защита.

«Сухая» биологическая защита предназначена для ослабления до допустимых значений потоков нейтронов и гамма-излучений в радиальном направлении вокруг корпуса реактора в районе активной зоны и для обеспечения условий эксплуатации каналов измерительных ядерных системы АКНП.

«Сухая» биологическая защита расположена вокруг корпуса реактора в районе активной зоны и состоит из 10 блоков, облицованных нержавеющей листовой сталью с последующим заполнением серпентинитовым бетоном.

Толщина «сухой» защиты 720 мм, высота 4200 мм, масса - 107 тонн.

Использование в составе боковой защиты серпентинитового бетона, хорошо сохраняющего в процессе эксплуатации в химически связанном виде воду и обладающего большой радиационной стойкостью (до интегральных значений потока 1,5·10²⁰ нейтрон/см² с энергией нейтронов свыше 0,8 Мэв), позволяет в достаточной мере удовлетворять требованиям по нейтронной защите. Кроме того, применение серпентинитового бетона обеспечивает формирование поля тепловых нейтронов внутри бетона для нормальной работы ионизационных камер системы АКНП.

Через «сухую» защиту и ферму проходят также 6 труб для охлаждения бетона шахты. На вертикальную внутреннюю часть «сухой» защиты и облицовку бетонной шахты устанавливается теплоизоляция цилиндрической части корпуса реактора.

«Звёздочка» реактора.

Патрубок Ду 250 предназначенный для вывода импульсных линий из корпуса реактора, выполнен на уровне осей верхнего ряда патрубков Ду 850 (на расстоянии 1850 мм от торца фланца корпуса). Этот патрубок называется «звёздочка» реактора.

Вывод импульсных линий из корпуса реактора необходим для получения проб теплоносителя из корпуса реактора, информации об уровне в реакторе, о перепаде на активной зоне, о давлении над активной зоной.

Из корпуса ректора выводятся 9 линий. Семь из них снабжены отсекающим устройством на случай обрыва импульсной линии за пределами реактора.

Принцип действия отключающего устройства заключается в том, что при обрыве импульсной трубки за пределами реактора происходит закрытие подпружиненного штока вследствие возникновения перепада давления.

Две линии - №1 и №3 сначала не использовались, а были резервными. Затем они были задействованы для отбора проб из двух точек корпуса аппарата «КА-1» и «КА-2». Соответственно, они имеют названия TV-30 и TV-40. До этой реконструкции отбор проб из корпуса аппарата производился из ответвлений линий №2 и №6.

Вход в патрубок Ду 250 со стороны реактора закрыт решёткой с отверстиями. Линии №4, №7, №8, №9 обрезаны внутри патрубка и за его пределы не выходят. Линия №5 проходит в выемке в стенке корпуса реактора и выходит за кольцо - разделитель потока, заканчиваясь на расстоянии 850 мм от оси патрубка Ду 250. Линии №1, №2, №3 проходят в выемке в стенке корпуса реактора и заканчиваются у нижней плиты БЗТ на расстоянии 300 мм от уровня головок ТВС. Линия №6 поднимается вверх по выемке в стенке корпуса реактора и оканчивается на расстоянии 240 мм от главного разъёма реактора.

Для определения перепада давления на активной зоне реактора используется разница показаний датчиков от линий №5 и №9. Наличие трёх линий для измерения давления над активной зоной (№4, №7, №8) определяется трехканальной структурой построения систем безопасности, с датчиков этих линий идут сигналы на формирование аварийных и предупредительных защит.

Теплоизоляция верхнего блока.

Теплоизоляция верхнего блока предназначена для уменьшения потерь с верхнего блока реактора. Представляет собой сборно-секционную конструкцию, состоящую из трёх секторов, заполненных матами из стекловолокна. Секторы тепловой изоляции облицованы листами из углеродистой стали. Облицовка обеспечивает непопадание влаги на внутреннюю поверхность сектора. Тепловая изоляция устанавливается на внутреннее кольцо сильфона. Место стыка тепловой изоляции с кольцом сильфона уплотнено асбестовым шнуром.

Основные данные теплоизоляции:

Температура со стороны корпуса реактора - 310?С;

Температура на наружной поверхности тепловой изоляции - 60?С.

Разборка реактора

Разборка реактора производится с целью:

? Перегрузки топлива во время плановой остановки.

? Проведения контрольных операций на оборудовании реактора во время плановой остановки.

? Проведения технического освидетельствования реактора.

Разборка реактора при плановой перегрузке топлива проводится в следующей последовательности:

Выполняется съём траверсы верхнего блока с ВБ при помощи крана и транспортировка её к месту хранения в реакторном зале.

Отсоединяются кабели БЭР от соответствующих вилок ВБ и панелей бетонной шахты. Шлейфы линий закрепляются на защитной металлоконструкции БЭР.

Снимается БЭР и устанавливается в реакторном зале на специально отведённом месте.

Демонтируются все датчики положения с приводов СУЗ. Демонтированные датчики вывешиваются в специальных местах в отсеке бассейна мокрой перегрузки.

Разуплотняются фланцы сборок КНИ.

Демонтируются короба отвода воздуха с ВБ (6 штук). Проёмы отводов воздуха в бетонной шахте реактора закрываются заглушками.

Демонтируется колено воздушника. При этом производится отсоединение колена воздушника от патрубка линии воздухоудаления на крышке и от патрубка на бетонной консоли. Патрубки на крышке реактора и на бетонной консоли закрываются заглушками.

Демонтируется теплоизоляция ВБ при помощи универсальной траверсы.

Разуплотняются трубные доски ТК и КНИ в патрубках ВБ. На патрубки ТК и КНИ устанавливаются направляющие колпаки для исключения повреждения патрубков при снятии ВБ. КНИ переводятся в транспортное положение.

Разуплотняется главный разъём реактора при помощи гайковёрта.

Демонтируется верхний блок и устанавливается в шахту ревизии верхнего блока.

Выворачиваются шпильки главного разъёма реактора. Гнёзда шпилек закрываются заглушками.

Демонтируется БЗТ и переносится в шахту ревизии БЗТ пи помощи платформы для транспортировки БЗТ.

Извлекаются (если предусмотрено) сборки с контейнерами образцов - свидетелей корпусной стали.

Производится установка датчиков системы контроля при перегрузке (СКП) в каналы сухой защиты реактора.

Производится перегрузка топлива при помощи перегрузочной машины.

Описанная выше последовательность технологических операций производится ежегодно в период ППР при проведении так называемого «среднего» ремонта. При капитальном ремонте при выполнении технического освидетельствования производится выгрузка всех ТВС из активной зоны, извлечение шахты из реактора и транспортировка её в шахту ревизии ВКУ.

Сборка реактора после перегрузки производится в обратной последовательности.

Предотвращение вибрации конструкционных элементов активной зоны реактора ВВЭР-1000.

Вибрация конструкционных элементов активной зоны опасна тем, что при её возникновении могут происходить изменения проектной геометрии расположения ТВС в активной зоне, что в свою очередь, приводит к нарушению требований по коэффициенту неравномерности энерговыделения в ТВС и к повреждению оболочек твэл.

Для снижения вибрации предусмотрено:

? Выбор расходов ГЦН, гидравлических характеристик петель и активной зоны выполнен с целью оптимизации с точки зрения частот. Собственные колебания элементов ГЦК, ГЦН, ТВЭЛ, ТВС, БЗТ лежат в нерезонансной области.

? Фиксация корпусов основного оборудования - ГЦН, ПГ, а также ГЦК с использованием гидроамортизаторов обеспечивает возможность термокомпенсации, но исключает вибрацию.

? ВБ жестко фиксирован с корпусом реактора (54 шпильки) и давит через демпферные трубы (3 шт.) на БЗТ.

? Перфорация поворотной камеры БЗТ оптимизирует потери местного сопротивления и уменьшает сопротивление потока. Данная перфорация обеспечивает при нормальных условиях эксплуатации скорость теплоносителя, равную скорости на выходе из ТВС, а при нарушениях нормальной эксплуатации - ограничивает скорость истечения теплоносителя при разрывах ГЦТ до значения менее 7 м/с.

? Распределение скоростей по активной зоне ограничено перфорацией в опорных стаканах ТВС (~5,7 м/с).

? Наличие выгородки увеличивает массу реактора, что смещает её собственные частоты колебания и резонансные частоты.

? Перфорация нижней части шахты исключает возникновение пульсаций потока теплоносителя.

? Эллиптическое днище шахты выполнено с радиусом кривизны меньше чем у днища корпуса - для минимального градиента давления по сечению прохода.

? Закрепление шахты реактора в корпусе реактора выполнено в трёх сечениях.

? Закрепление шахты реактора в корпусе реактора при помощи шпоночных соединений (12 в верхней части и 8 в нижней) предохраняют шахту от поворота в плане.

? Жесткость ТВС создает центральная труба 13,2 и 18 трубок для ПС СУЗ и СВП.

? Фиксация ТВЭЛ обеспечивается дистанционирующими (15 шт.) решетками, что обеспечивает дистанционирование твэлов друг относительно друга в ТВС и относительно выгородки;

? Головка ТВС имеет 15 пружин и поджата БЗТ.

? Опорный стакан имеет форму конуса, что способствует фиксации ТВС.

? ТВС фиксирована в плане при помощи фиксатора (пальца) хвостовика.

? Твэлы в нижней части ТВС закреплены шплинтами.

? Использование бесчехловых ТВС обеспечивает снижение пульсации потока теплоносителя. Относительно чехловых кассет, неравномерность движения теплоносителя снижается с 30% до приемлемых значений 3% на высоте входа в кассету около 50 см.

Механизм перемещения ионизационных камер

Механизм перемещения ионизационных камер предназначен для перемещения и установки в нужное положение ионизационной камеры в канале измерительном ядерном.

Механизм перемещения ионизационных камер является составным звеном системы управления и защиты реактора ВВЭР-1000.

Механизм перемещения ионизационных камер относится к оборудованию I категории сейсмостойкости.

Для получения информации о нейтронном потоке во всём диапазоне мощностей ядерного реактора используется система АКНП, где весь измеряемый диапазон мощностей разбит на три диапазона:

? Диапазон источника (ДИ);

? Промежуточный диапазон (ПД);

? Энергетический диапазон (ЭД).

По техническим условиям, ИК ДИ и ПД с линиями связи, отработав в своём диапазоне, должны быть защищены от более мощного излучения, поэтому принят вариант перемещения их в зону с меньшей мощностью излучения. ИК ЭД постоянно находятся в одном положении. Их перемещение с линиями связи осуществляется вручную во время настройки.

Для удобства принято:

? Размещение противовеса и привода в одном помещении (А 336 на отм. 6,6 м);

? Помещение ИК выбрано обслуживаемое (расположено вне герметичной оболочки);

? Каналы измерительные ядерные конструктивно выполнены прямыми.

Работа механизма перемещения ИК заключается в изменении положения ИК ДИ и ИК ПД в канале измерительном ядерном относительно активной зоны реактора оператором с БЩУ (РЩУ) или автоматически.

Схема механизма перемещения ИК представлена на рис. 37. Крутящий момент от приводного электродвигателя через силовой редуктор передаётся на выходной вал, непосредственно соединённый с барабаном, который, в зависимости от направления вращения сматывает или наматывает на себя трос, производя тем самым опускание или подъём ИК.

Технические характеристики механизма перемещения ионизационных камер