Способ компенсации уменьшения диаметра отверстий графитовых колонн ядерного уран-графитового реактора

Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: способ компенсации уменьшения диаметра отверстий графитовых колонн ядерного уран-графитового реактора, содержащих разрезные графитовые втулки и технологические каналы, заключается в том, что в отверстия графитовых колонн устанавливают разрезные графитовые втулки с увеличенным внутренним диаметром и технологические каналы с наружным диаметром, увеличенным за счет повышения толщины стенки канала. В дальнейшем уменьшение диаметра отверстий графитовых колонн компенсируют путем уменьшения наружного диаметра технологического канала, используя заложенный запас толщины его стенки. Преимущества изобретения заключаются в снижении уровня повреждаемости графитовых блоков. 2 з.п. ф-лы.

 

Изобретение относится к технологии эксплуатации графитовых кладок ядерных уран-графитовых реакторов и может быть использовано для снижения влияния механических и эксплуатационных факторов на процесс деградации кладки и соответственно для увеличения ее ресурса.

Графитовая кладка сформирована из колонн графитовых блоков. В графитовых колоннах имеются продольные отверстия, в которые устанавливаются графитовые втулки с продольной прорезью и технологические каналы, загружаемые твэлами. Причем диаметры отверстия колонн, втулок и канала выбраны таким образом, что суммарный технологический зазор между ними обеспечивает возможность перемещения технологического канала в кладке при его температурном расширении с достаточно низкими усилиями, а термическое сопротивление между каналом и графитовой колонной имеет приемлемую величину.

Под воздействием радиационного фактора при эксплуатационной температуре кладки происходит усадка графита, что приводит к уменьшению диаметра отверстий графитовых колонн со временем и соответственно к уменьшению технологических зазоров. В результате усилие трения канала о графитовые втулки возрастает и при достижении определенных значений может вызвать искривление колонн, кривизна которых и является основным показателем, ограничивающем ресурс кладки. Для исключения возможности возникновения критических (предельных) усилий трения канала в кладке в технологии эксплуатации кладки предусмотрены операции по компенсации радиационно-термической усадки графитовых колонн.

Известен способ компенсации уменьшения технологических зазоров в кладке, заключающийся в том, что после планового извлечения канала из колонны выполняют протяжку (калибровку) графитовых втулок по внутреннему диаметру непосредственно в реакторе с помощью специального инструмента (чертеж У-3195.000.00.СБ.). Однако этот способ не нашел применения из-за его низкой эффективности, поскольку разрезные втулки при протяжке разжимаются, слой срезанного графита незначителен и соответственно технологические зазоры полностью не восстанавливаются. Кроме того в процессе протяжки втулок возможно их разрушение и осыпание с возникновением необходимости расчистки отверстий графитовых колонн.

Известен способ компенсации уменьшения диаметра отверстий графитовых колонн, который введен в технологию эксплуатации графитовых кладок ядерных уран-графитовых реакторов [Березюк А.И., Тимонин А.И. Формоизменение кладок промышленных уран-графитовых реакторов и их безопасность при эксплуатации. - Атомная энергия, 2002, т.92, вып.4, с 291-298].

Этот способ (прототип) заключается в том, что во время плановых остановок реакторов для профилактического ремонта из отверстий графитовых колонн извлекают технологические каналы, графитовые втулки и осуществляют протяжку отверстий графитовых колонн специальным инструментом. В результате удаляется слой графита и диаметр отверстия восстанавливается. Затем в отверстия колонн устанавливают втулки и новые технологические каналы.

Способ, взятый за прототип, позволяет компенсировать уменьшение диаметра графитовых колонн, однако, его реализация определяет ряд отрицательных последствий:

- механическое нагружение графитовых блоков при их протяжке и как следствие возникновение в них дополнительных тангенциальных напряжений и возможность повреждения колонн по телу и стыкам блоков;

- необходимость периодического извлечения графитовых втулок из колонн для обеспечения возможности протяжки, что вызывает вертикальное смещение графитовых блоков, вероятную их расстыковку и соответственно снижение устойчивости графитовых колонн к искривлению;

- повышенный уровень радиационного воздействия на эксплуатационный персонал, связанный с извлечением из реактора радиоактивных втулок и радиоактивного порошка графита, образующегося при протяжке графитовых колонн.

Первые два недостатка особенно существенно сказываются на состоянии кладки на последней стадии эксплуатации реакторов, когда проявляются признаки деградации кладки, происходящей при длительном воздействии радиационно-термических, механических и эксплуатационных факторов.

Задачей настоящего изобретения является снижение уровня повреждаемости графитовых блоков, повышение устойчивости графитовых колонн к искривлению и снижение радиационного воздействия на эксплуатационный персонал уран-графитовых реакторов.

Поставленная задача решается тем, что для обеспечения возможности компенсации уменьшения диаметра отверстий графитовых колонн в отверстия графитовых колонн устанавливают разрезные графитовые втулки с внутренним диаметром, увеличенным на величину, равную уменьшению диаметра отверстий графитовых колонн в течение времени, оставшегося до выработки ядерным уран-графитовым реактором остаточного ресурса, при этом используют технологический канал с увеличенным наружным диаметром за счет повышения толщины стенки канала на величину, соответствующую увеличению внутреннего диаметра разрезной графитовой втулки, сохраняя тем самым заданный суммарный технологический зазор и формируя дополнительный запас прочности канала. В дальнейшем уменьшение диаметра отверстий графитовых колонн компенсируют путем уменьшения наружного диаметра технологического канала с использованием заложенного запаса толщины его стенки (без уменьшения внутреннего диаметра канала), при этом разрезные графитовые втулки с увеличенным внутренним диаметром эксплуатируют в реакторе без извлечения и замены до полной выработки остаточного ресурса реактора.

Величину необходимого начального повышения толщины стенки канала и величину периодического уменьшения его наружного диаметра при плановой замене определяют по соотношениям:

,

где δс - необходимое увеличение толщины стенки канала;

δd - уменьшение диаметра нового канала по отношению к заменяемому;

υ - скорость уменьшения диаметра отверстия графитовой колонны;

τр - остаточный ресурс реактора;

τk - назначенный ресурс технологического канала.

Способ по настоящему изобретению исключает необходимость выполнения протяжки отверстий графитовых колонн, извлечения из них графитовых втулок и тем самым снижает вероятность механического повреждения графитовых блоков, повышает устойчивость колонн к искривлению и соответственно увеличивает ресурс графитовой кладки в целом. Введение данного способа в технологию эксплуатации графитовой кладки уран-графитовых реакторов сокращает также уровень радиационного воздействия на персонал и потребность новых графитовых втулок, поставляемых на замену отработанных.

Пример. Компенсация уменьшения диаметра отверстий графитовых колонн уран-графитовых реакторов АДЭ-4 и АДЭ-5

Толщина стенки (с) технологических каналов выбрана из условия достаточности сопротивления ползучести каналов, возникающей под действием внутреннего давления теплоносителя. При такой толщине стенки ресурс (τk) технологических каналов реакторов АДЭ-4,5 назначен равным 2 годам. Скорость (υ) уменьшения проходного диаметра отверстий графитовых колонн указанных реакторов составляет 0.05 мм/год. По данным обследования реакторов и с учетом реализации настоящего изобретения остаточный ресурс (τр) реакторов АДЭ-4,5 по отношению к началу 2003 года определен равным 14 годам.

На основании этих данных для обеспечения возможности компенсации уменьшения диаметра колонн без протяжки их отверстий толщину стенки каналов, устанавливаемых в реактор в 2003 году, увеличивают на

и таким образом увеличивают наружный диаметр каналов на 0.7 мм без изменения внутреннего диаметра. Соответственно перед постановкой каналов в отверстия графитовых колонн устанавливают разрезные графитовые втулки с увеличенным на 0.7 мм внутренним диаметром.

После выработки назначенного ресурса (через 2 года) технологические каналы с увеличенным диаметром будут заменены на новые, диаметр которых уменьшен по сравнению с диаметром заменяемого канала на величину:

Извлечение графитовых втулок и протяжка отверстий колонн при этом не планируются и выполняться не будут, т.к. технологический зазор в отверстиях колонн восстанавливается за счет уменьшения диаметра каналов.

В дальнейшем последовательное уменьшение на 0.1 мм диаметра новых каналов, поставляемых для замены отработанных, за счет заложенного запаса толщины стенки (0.35 мм) обеспечивает компенсацию уменьшения диаметра отверстий графитовых колонн без механического воздействия на колонны до вывода из эксплуатации реакторов АДЭ-4,5.

1. Способ компенсации уменьшения диаметра отверстий графитовых колонн ядерного уран-графитового реактора, содержащих разрезные графитовые втулки и технологические каналы, отличающийся тем, что в отверстия графитовых колонн устанавливают разрезные графитовые втулки с увеличенным внутренним диаметром и технологические каналы с наружным диаметром, увеличенным за счет повышения толщины стенки канала, а в дальнейшем уменьшение диаметра отверстий графитовых колонн компенсируют путем уменьшения наружного диаметра технологического канала, используя заложенный запас толщины его стенки.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что уменьшение диаметра технологического канала осуществляют путем периодической плановой замены отработанного канала с увеличенной толщиной стенки на новый канал с уменьшенным диаметром, причем величину начального повышения толщины стенки канала (δс) и величину последующего уменьшения его наружного диаметра (δd) определяют по соотношениям:

,

где υ - скорость уменьшения диаметра отверстия графитовой колонны; τр - остаточный ресурс реактора; τk - назначенный ресурс технологического канала.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что разрезные графитовые втулки с увеличенным внутренним диаметром эксплуатируют в реакторе без извлечения и замены до полной выработки остаточного ресурса реактора.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области атомной техники. .

Изобретение относится к моноблочным ядерным паропроизводящим установкам (ЯППУ) с преимущественным использованием в первом контуре жидкометаллического теплоносителя (ЖМТ).

Изобретение относится к области атомной энергетики и используется в водоохлаждаемых и газоохлаждаемых ядерных реакторах. .

Изобретение относится к области атомной энергетики и используется в уран-графитовых высокотемпературных ядерных реакторах с гелиевым теплоносителем. .
Изобретение относится к области атомной промышленности и может быть использовано при изготовлении тепловыделяющих элементов с теплопередающим жидкометаллическим подслоем или в других областях техники для изготовления изделий, работающих в условиях температурного и коррозионного воздействия жидкого металла.

Изобретение относится к топливному элементу, разработанному для использования в активной зоне ядерного реактора, охлаждаемого газовым охладителем. .

Изобретение относится к области радиационной техники, в особенности к облучению блочных объектов с целью стерилизации, пастеризации или модификации. .

Изобретение относится к области ядерной физики, а более конкретно к умножителям нейтронов, которые могут быть использованы для построения подкритических ядерных реакторов.

Изобретение относится к ядерной технике, в особенности к конструкции гомогенного быстрого реактора на суспензии. .

Изобретение относится к области обращения с отработавшим ядерным топливом

Изобретение относится к ускорительной технике, в частности к ускорителям частиц, предназначенных для получения пучков высокоэнергетических частиц с относительно высоким значением тока

Изобретение относится к устройствам для закрепления внутрикорпусного оборудования ядерного реактора и предназначено для закрепления активной зоны, устанавливаемой в реакторе с водой под давлением и омываемой охлаждающим теплоносителем

Изобретение относится к ядерным паропроизводящим установкам с преимущественным использованием в качестве теплоносителя первого контура жидкометаллического теплоносителя

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при изготовлении тепловыделяющих элементов атомных реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым (свинцово-висмутовым) теплоносителем

Изобретение относится к физике ядерных реакторов и предназначено для использования при измерении эффективности поглощающих элементов активной зоны

Изобретение относится к ядерной установке с защитной оболочкой, к которой присоединен трубопровод сброса давления

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к активным зонам высокотемпературных ядерных реакторов на тепловых нейтронах с твердым мелкодисперсным теплоносителем

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к высокотемпературным ядерным реакторам, охлаждаемым твердым мелкодисперсным теплоносителем

Изобретение относится к способам комплексного контроля качества МОХ (mixed oxide)-топливных стержней и устройства для осуществления этого способа
Наверх