Перезарядка реактора

Выгрузка отработавшего топлива. Выгрузку топлива можно осуществлять двумя методами: 1) выгрузка активной зоны целиком;

2) поканальная (покассетная) выгрузка активной зоны.

Первый метод применяется только в аварийном случае, когда поканальная выгрузка невозможна из-за разрушения (частичного или полного) зоны. Основной вид выгрузки в настоящее время — поканальная.

Для перегрузки предусматривают: хранилище отработавшего топлива на береговой или плавучей базе, набор оборудования для выгрузки топлива, подъемные краны для транспортировки перегрузочных контейнеров с борта судна в хранилище и средства транспортировки топлива на заводы по переработке отработавшего топлива после выдержки в хранилищах.

Процесс выгрузки требует тщательной подготовки, так как приходится иметь дело с очень высокоактивным и дорогостоящим материалом. Выгоревшее топливо через месяц после остановки реактора может иметь активность по 1 млн Ku на каждую топливную кассету. Несоблюдение правил радиационной безопасности может привести к значительному переоблучению личного состава, большому загрязнению помещения и в связи с этим к большим дезактивационным работам. Перезарядка производится при вскрытой крышке реактора, заполненного активной водой. Пролив воды ведет к загрязнению помещения, а ее перегрев — к испарению и появлению аэрозолей в воздухе. Поэтому все работы ведутся под контролем службы радиационной безопасности. Для подъема и переноса тепловыделяющей сборки с активностью около 1 млн. Ku применяют контейнеры массой 10 - 20 т. Падение такого груза может привести к непоправимым последствиям.

Все перегрузочное оборудование расконсервируют и проверяют в действии на стенде. Перед началом перегрузки обслуживающий персонал проходит обучение и практическую тренировку. Допущенные к работам сдают экзамен. Проверяется наличие спецодежды, средств индивидуальной защиты и индивидуальных дозиметров (не менее двух на человека). Реактор расхолаживают до 50—60 °С.

Работы начинают с демонтажа кабельных трасс, сервоприводов СУЗ, термометров сопротивления, термопар и т. п. Затем устанавливают специальную рабочую площадку, входящую в состав перегрузочного оборудования. Демонтируют сервоприводы СУЗ: стержни отделяют от приводов, опускают в реактор и закрепляют в нижнем положении. Сервоприводы транспортируют на базу в цех дезактивации с последующей отправкой на профилактический ремонт и регулировку на стенде. Гайки крепления крышки ослабляют при помощи домкратов. Домкрат захватывает верхнюю нарезную часть шпильки над гайкой и создает плавно увеличивающееся усилие до.500—600 т, что позволяет вытянуть шпильку на 0,05—0,1 мм и отвернуть гайку легким ключом. Обычно используют три домкрата, подвешенные к одной траверсе. Производят подрыв и последующий подъем крышки, затем крышку протирают снизу и отправляют на базу для дезактивации и хранения.

На горловину реактора устанавливают промежуточную обечайку вровень с палубой помещения или рабочей площадкой (рис. 8.1), а на нее — координатно-наводящее устройство (КНУ) с двумя электромоторами, перемещающими две плиты с единственным отверстием, которое можно расположить над каждым каналом. Над отверстием имеется чаща для установки перегрузочного контейнера. После установки производят выгрузку топлива в хранилище. Если топливо начинают выгружать через небольшой промежуток времени после остановки реактора, то контейнер заполняют водой для охлаждения от судовой магистрали через подсоединяемый шланг.

Рис. 8.1 Устройство для выгрузки ядерного горючего:

а — крышка реактора на стенде с навешенной машинкой для сварки и резки

уплотнений; б — перегрузочный контейнер над координатно-наводящим устройством:

1 - опора крышки; 2 - заменяемые уплотняющие детали; 3, 4 - устройства для резки или сварки уплотнений; 5 - защитный бак; 6 - тепловыделяющая сборка; 7 - приспособление для захвата сборки твэлов; 8 - штурвал для открытия заслонки; 9 - индикатор положения «Заслонка открыта»; 10 - тепловыделяющая сборка в контейнере; 11 - приспособление для захвата; 12 - защитный колпак; 13 - шпилька предохранителя; 13 - коническое уплотнение манипулятора; 15 - индикатор положения «Заслонка закрыта»; 16 – КНУ.

 

По окончании выгрузки всех ТК реактор дренируют и осматривают при помощи перископов и телеустановки. Наиболее ответственные места (патрубки реактора и их сварные швы, фланец крышки и места крепления шпилек) подвергают неразрушающему контролю ультразвуком, магнитным и цветным методами.

Во время выгрузки ведут контроль (методом взятия мазков) за загрязнением контейнеров, рабочей площадки и трассы выгрузки. Периодически (при необходимости) производят дезактивацию площадки, контейнера и трассы выгрузки. Служба радиационной безопасности непрерывно контролирует γ-фон, газовую и аэрозольную активность по стационарным приборам и периодически снимает картограмму γ -фона в месте работы перегрузочных бригад. Каждая смена перед началом работ знакомится с картограммой γ -фона, показаниями приборов, разрешенной продолжительностью работы, каждый из работников получает по два заряженных индивидуальных дозиметра и спецодежду. При хорошо организованной выгрузке, когда обеспечиваются отсос из-под КНУ в вентиляционную мачту и постоянное поддержание низкой температуры теплоносителя, работы выполняют в обычных белых комбинезонах, хирургических перчатках и резиновых ботинках. На рабочей площадке вводится дополнительный режим: на ботинки надевают пластикатовые бахилы и снимают их при уходе с площадки. В случае усложнения обстановки применяют дополнительные средства индивидуальной защиты: пластикатовые полукомбинезоны и индивидуальные фильтры типа «лепесток» из ткани Петрянова.

Хранение и переработка отработавшего топлива. Отработавшее топливо выдерживают в хранилищах береговой или плавучей базы, затем загружают в транспортные контейнеры и отправляют на завод по переработке отработавшего топлива.

Загрузка реактора топливом. Перед загрузкой нового топлива внутренние поверхности контура подвергают при необходимости дезактивации и тщательно промывают. Топливо загружают с использованием штатного перегрузочного оборудования.

Рассмотрим процесс загрузки головной активной зоны топливом, в ходе которого осуществляются необходимые физические измерения и достигается критическое состояние зоны. Над вскрытым реактором, заполненным теплоносителем, устанавливают приспособления для перемещении тех органов регулирования, которые по своей конструкции не могут быть удалены из реактора, а также телескопическую систему или лебедку с тросом для опускания в реактор ТК, аварийных и регулирующих стержней. Для надежной регистрации потока нейтронов примерно- в центре активной зоны размещают искусственный источник нейтронов. В специально предусмотренные каналы в активной зоне либо в незаполненные места для рабочих каналов устанавливают счетчики нештатной пусковой аппаратуры.

Рис. 8.2 Оценка критического числа ТК при загрузке

активной зоны (кривая обратной скорости счета)

 

Загрузка топлива производится путем установки ТК вручную или при помощи приспособления в соответствии с картограммой по спирали от центра к периферии. В процессе загрузки ведется непрерывный контроль за нейтронным потоком в реакторе. Это позволяет в несколько приближений уточнить ожидаемую критическую массу (критическое число каналов) путем построения кривой обратного счета (рис. 8.2). Ее строят с использованием зависимости следующим образом. По оси ординат откладывают обратную скорость счета, по оси абсцисс — число загруженных каналов. Точка 1, расположенная на оси ординат,— обратный счет источника. После загрузки первой партии каналов , замеряют скорость счета и наносят точку 2 кривой обратного счета, пропорционального (1—k). Проведенная через точки 1 и 2 прямая пересекает ось абсцисс в точке , которая является первым приближением критического числа рабочих каналов. Следующая партия каналов составляет не более . Прямая, соединяющая точки 2 и 3, пересекает ось абсцисс в точке , характеризующей второе приближение критического числа каналов, и т. д.

Каждая последующая партия каналов составляет не более . Когда коэффициент умножения достигнет значений 25—30, что соответствует k = 0,96 0,97, переходят на загрузку по одному ТК.

При вводе последнего канала, если реактор становится надкритическим, определяют период удвоения мощности, и канал частично извлекают из реактора с целью приведения активной зоны в точно критическое состояние. При этом лица, производящие загрузку, должны быть готовы немедленно извлечь вставленный рабочий канал по сигналу специалистов-физиков, контролирующих обстановку.

После определения критического числа каналов в активную зону вводят компенсирующие стержни, если ранее они были извлечены.

По окончании загрузки проводят эксперименты, связанные с определением эффективности органов регулирования. При наличии стержней АР в первую очередь определяют интегральную и дифференциальную эффективность одной группы стержней АР. Далее находят в возможных границах перемещения КР их эффективность. На этом физический пуск реактора с открытой крышкой обычно считается законченным, и реактор с помощью стержней регулирования переводят в подкритическое состояние.

Далее устанавливают штатную крышку реактора и на ней монтируют оборудование (обычно приводы органов регулирования). После гидравлических испытаний и проверки в действии всех систем, обслуживающих ЯППУ, проверяют работу систем управления и защиты, радиационного и теплотехнического контроля с их системами питания. Затем вводят в действие вентиляцию герметичного контейнера или выгородки.

Следует отметить, что изложенная выше последовательность перегрузки топлива касается, скорее, принципов, нежели реальной технологии перегрузки на судне. В судовых ЯППУ, в частности, загрузка свежих ТК всегда осуществляется при полностью введенных в зону органах компенсации реактивности, поэтому критическое состояние в период загрузки никогда не достигается, физические измерения проводятся только после установки крышки, проверки и ввода в действие указанных выше систем.

Для каждого типа судовой ЯППУ перегрузка топлива осуществляется по детально разработанной технологической инструкции, учитывающей особенности данной ЯППУ, используемого перегрузочного оборудования, все требования ядерной и радиационной безопасности применительно к конкретным условиям перегрузки.