Способ восстановления ресурсных характеристик реактора рбмк



Способ восстановления ресурсных характеристик реактора рбмк
Способ восстановления ресурсных характеристик реактора рбмк

 


Владельцы патента RU 2563960:

Открытое акционерное общество "Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля" (ОАО "НИКИЭТ") (RU)

Изобретение относится к способам восстановления ресурсных характеристик реактора РБМК. При прогибе колонн, установленных в активной зоне рядами, из них извлекают каналы, графитовые блоки этих колонн разрезают вдоль граней на фрагменты, смещают фрагменты в направлении, перпендикулярном плоскости реза, и уменьшают прогибы, после чего калибруют отверстия колонн и снова размещают в них каналы. При этом разрезают блоки колонн, не имеющих смежных граней, установленных, по крайней мере, в рядах от 7-го и до 15-го, считая от центра активной зоны, при этом у блоков колонн выполняют по два или 4 оппозитных реза, а фрагменты смещают пошагово от внутренних рядов к внешним. Кроме того, дополнительно могут разрезать блоки колонн в рядах от 17-го и до 19-го ряда, считая от центра активной зоны. Технический результат - повышение надежности и экономичности восстановительных работ, снижение их продолжительности и дозовых нагрузок на персонал.3 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

Изобретение относится к области атомной техники и может использоваться в ядерных реакторах РБМК.

В ходе эксплуатации реакторов РБМК было установлено, что при значительных, свыше 30 лет, сроках работы, когда суммарный флюенс нейтронов в активной зоне достигает значений 22·1021 нейтронов/см2, проявляются эффекты формоизменения конструкции активной зоны, обусловленные структурными повреждениями графитовой кладки. Из-за радиационно-термического воздействия увеличиваются в объеме и деформируются блоки, из которых состоят графитовые колонны активной зоны. Горизонтальные технологические зазоры между ними смыкаются, и в результате дальнейшего взаимодействия средние по высоте блоки колонн смещаются в направлении от центра активной зоны к периферии, придавая графитовой кладке бочкообразную форму. Нежелательным следствием такого явления становится искривление каналов, которое в предельном состоянии может привести к нарушению безопасной эксплуатации реактора.

В качестве количественной меры искривления каналов используют значение их горизонтального прогиба (стрелы прогиба). Максимальная величина стрелы прогиба регламентируется. Если искривление каналов оказывается выше регламентируемого значения, дальнейшая эксплуатация реактора не допускается.

Для исключения подобной ситуации в реакторах РБМК предусмотрен комплекс мероприятий, получивший наименование технологии восстановления ресурсных характеристик (ВРХ).

Наиболее близким к заявленному изобретению является способ ВРХ реактора РБМК, заключающийся в том, что при прогибе колонн, установленных в активной зоне рядами, из них извлекают каналы, графитовые блоки этих колонн разрезают вдоль граней на фрагменты, смещают фрагменты в направлении, перпендикулярном плоскости реза, и уменьшают прогибы, после чего калибруют отверстия колонн и снова размещают в них каналы [Информационно-аналитическое издание «Атомный эксперт», приложение к журналу «Атомная энергия». №1-2 (22-23), январь - февраль 2014 г., стр. 2, 34-42].

Недостатками известного способа являются его высокая трудоемкость и затратность из-за значительного числа колонн, подвергаемых операции резки, а также существенные дозовые нагрузки на персонал.

Задачей изобретения является повышение надежности и экономичности способа восстановления ресурсных характеристик реактора, снижение продолжительности работ и дозовых нагрузок на персонал.

Технический результат изобретения состоит в минимизации вносимых в конструкцию кладки изменений и снижении числа разрезаемых блоков при выполнении восстановительных работ.

Технический результат изобретения достигается за счет того, что в способе восстановления ресурсных характеристик реактора РБМК, заключающемся в том, что при прогибе колонн, установленных в активной зоне рядами, из них извлекают каналы, графитовые блоки этих колонн разрезают вдоль граней на фрагменты, смещают фрагменты в направлении, перпендикулярном плоскости реза, и уменьшают прогибы, после чего калибруют отверстия колонн и снова размещают в них каналы, разрезают блоки колонн, не имеющих смежных граней, установленных, по крайней мере, в рядах от 7-го и до 15-го, считая от центра активной зоны, при этом у блоков колонн выполняют по два или четыре оппозитных реза, а фрагменты смещают пошагово от внутренних рядов к внешним.

Кроме того, дополнительно разрезают блоки колонн в рядах от 17-го и до 19-го ряда, считая от центра активной зоны.

Также блоки колонн по высоте могут разрезать от 4-го снизу и до 12-го, включительно.

Кроме того, фрагменты могут смещать одновременно в трех или более соседних рядах.

Изобретение иллюстрируется, где на фиг. 1 схематично показан фрагмент активной зоны с колоннами графитовых блоков, деформированными в результате радиационно-термического воздействия, на фиг. 2 изображены графитовые блоки с двумя и четырьмя оппозитными резами.

Вертикальные колонны 1 активной зоны состоят из графитовых блоков 2. В блоках 2 выполнены осевые отверстия 3, образующие в колоннах тракты для размещения каналов 4. Для уменьшения прогиба колонн 1 блоки 2 с помощью резов 5 фрагментируют вдоль граней.

Способ осуществляют следующим образом.

Вначале из подлежащих фрагментированию колонн 1 извлекают каналы. Затем в графитовых блоках этих колонн 1 вдоль граней выполняют по два, если этого окажется достаточным, или по четыре оппозитных реза 5.

Согласно изобретению резы 5 выполняют в колоннах 1, установленных в рядах от 7-го и до 15-го, считая от центра активной зоны, причем разрезают не все колонны 1, а только те, что не имеют друг с другом смежных граней, то есть располагаются в шахматном порядке (по диагонали), так как это позволяет сохранить жесткость конструкции активной зоны при проведении восстановительных работ.

Фрагментирование колонн 1 в рядах от 7-го и до 15-го от центра обеспечивает оптимальную картограмму выполнения восстановительных работ. В сравнении с известным способом достигается существенное сокращение числа разрезаемых блоков 2, требующегося для уменьшения прогибов в активной зоне до допустимых значений. В результате вносится меньшее ремонтное вмешательство в ее конструкцию, сокращаются сроки и стоимость восстановительных работ, уменьшаются дозы облучения персонала.

В процессе операции резки радиоактивную графитовую крошку локализуют и удаляют, при этом между фрагментами разрезанных блоков 2 остаются вертикальные зазоры, которые в своей совокупности образуют пустотные объемы в кладке. Это свободное пространство позволяет порядно смещать фрагменты и выпрямлять колонны 1 по всей активной зоне. Достоинство заявленного способа состоит в том, что фрагментируют колонны 1, расположенные во внутренней области активной зоны. Эти колонны 1 подвержены существенно меньшим деформационным нагрузкам, чем в периферийных областях, поэтому их резка не осложняется техническими проблемами, вызванными заклиниванием режущего инструмента или образованием большого количества сколов и клиньев графита.

После фрагментирования выполняют следующую технологическую операцию - горизонтальное силовое воздействие и смещение фрагментов разрезанных блоков 2. Его осуществляют в направлении от периферии к центру активной зоны перпендикулярно плоскости реза 5. У блоков колонн, имеющих четыре реза 5, фрагменты смещают поочередно в двух направлениях, добиваясь выпрямления колонн за два этапа.

Данную технологическую операцию повторяют, пошагово продвигаясь в направлении от центра реактора к периферии. В результате порядного смещения добиваются выпрямления колонн 1 во всей активной зоне, уменьшая стрелы их прогибов до приемлемых значений, обеспечивающих дальнейшую эксплуатацию реактора до следующего ремонта.

По завершении всех операций по смещению блоков 2 выполняют калибровку (растачивание) центральных отверстий 3 и снова устанавливают в них каналы 4.

В соответствии с изобретением могут дополнительно разрезать блоки 2 колонн 1 от 17-го и до 19-го ряда, считая от центра активной зоны, то есть на периферии, где колонны 1 подвержены наибольшим величинам прогибов. Фрагментирование колонн 1 внутренних рядов (от 7-го до 15-го) приведет к снижению скорости их деформации во время послеремонтной работы реактора, и они не будут вносить значимого вклада в искривление колонн 1 периферийных рядов, подверженных наибольшим величинам прогибов, то есть не будет происходить интенсивного аккумулирования величины прогиба в радиальном направлении. Фрагментирование колонн 1 в периферийных рядах (зоне максимальных прогибов) позволит уменьшить максимальные значения прогибов до более низких значений, что существенно замедлит формоизменение графитовой кладки и увеличит сроки эксплуатации реактора после ВРХ.

Кроме того, согласно изобретению в отобранных для фрагментирования колоннах 1 можно разрезать не все блоки 2, а только блоки 2 от 4-го снизу и до 12-го, включительно. В этом случае уменьшается ремонтное вмешательство в конструкцию кладки и снижается общая трудоемкость работ.

Кроме того, в технологической операции смещения фрагментов блоков 2 можно использовать не одиночное воздействие на разрезанную колонну 1, а совместное силовое смещение этой колонны 1 и колонн 1 по обе стороны от нее. То есть фрагменты блоков 2 смещают одновременно в трех или более соседних рядах. В этом случае исключается заклинивание колонн 1, а процесс их выпрямления становится более управляемым.

1. Способ восстановления ресурсных характеристик реактора РБМК, заключающийся в том, что при прогибе колонн, установленных в активной зоне рядами, из них извлекают каналы, графитовые блоки этих колонн разрезают вдоль граней на фрагменты, смещают фрагменты в направлении, перпендикулярном плоскости реза, и уменьшают прогибы, после чего калибруют отверстия колонн и снова размещают в них каналы, отличающийся тем, что разрезают блоки колонн, не имеющих смежных граней, установленных, по крайней мере, в рядах от 7-го и до 15-го, считая от центра активной зоны, при этом у блоков колонн выполняют по два или четыре оппозитных реза, а фрагменты смещают пошагово от внутренних рядов к внешним.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что дополнительно разрезают блоки колонн в рядах от 17-го и до 19-го ряда, считая от центра активной зоны.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что по высоте колонн блоки разрезают от 4-го снизу и до 12-го, включительно.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что фрагменты смещают одновременно в трех или более соседних рядах.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор бассейнового типа содержит бак, заполненный теплоносителем, горизонтальную и вертикальную перегородки, разделяющие бак на задерживающую емкость и расположенные над ней бассейн реактора с активной зоной и бассейн хранилища.

Заявленное изобретение относится к подкритическому реактору-размножителю, управляемому ускорителем. Реактор эксплуатируется с максимально возможным коэффициентом размножения нейтронов с целью потребления небольшой мощности, подводимой из ускорителя, с уменьшением его размеров и сложности ускорителя.

Изобретение относится к ядерным реакторам. В корпусе ядерного реактора размещена активная зона, содержащая стержневые тепловыделяющие элементы (твэлы).

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к способу преобразования ядерной энергии в тепловую и устройству для его осуществления. Способ заключается в том, что получают и ускоряют пучок релятивистских ионов, облучают им и разрушают атомные ядра глубоко подкритической мишени, получают поток вторичных частиц, в том числе нейтронов, осуществляют посредством этих частиц деление ядер изотопов тяжелых химических элементов, при котором высвобождается внутриядерная энергия, контролируют состояние мишени с размерами, обеспечивающими передачу ей кинетической энергии пучка и потока вторичных частиц, и определяют длительность накопления и замены продуктов разрушения атомных ядер.

Изобретение относится к способам устранения деформации и восстановления геометрических параметров графитовой кладки канального энергетического реактора (РБМК), может быть использовано при проведении работ, направленных на восстановление ресурсных характеристик активной зоны канального реактора по достижению нормативного прогиба, т.е.

Изобретение относится к энергетическому оборудованию подводных лодок. Виброизолирующий компенсатор трубопровода аварийной системы расхолаживания ядерного реактора состоит из трубопроводов 1 и 3, фланцев 2 и 4, корпуса корабля 5, внутреннего компенсатора 6, внутренней полости 8, внешних компенсаторов 7, внешних полостей 9, дополнительных трубопроводов 10, дополнительных забортных теплообменников 11, пневмоаккумуляторов 12.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции отражателей нейтронов быстрых ядерных реакторов. В ядерном реакторе активная зона окружена свинцовым отражателем нейтронов.

Активная зона реактора, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания предназначены для использования в реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем, преимущественно в виде расплавленного свинца и его сплавов.

Изобретение относится к ядерным модульным реакторам, преобразующим отходы деления ядерных материалов. Реактор непрерывно вырабатывает полезную энергию, одновременно преобразуя U-238 и/или другие воспроизводящие материалы в делящиеся нуклиды.

Изобретение относится к ядерной энергетике в частности к энергетическим реакторам типа PWR. Энергетическая реакторная установка имеет два заменяемых горизонтально располагаемых ядерных реактора с перемещаемым отражателем.

Изобретение относится к способу дезактивации графита, для удаления трития, углерода-14 и хлора-36. Способ включает нагрев печи обжига до температуры 800-2000°С, введение в печь обжига графита, загрязнённого радионуклидами, введение в печь обжига инертного газа, введение в печь обжига восстанавливающего газа и удаление переведенных в газовую фазу радионуклидов из печи обжига, при этом количество вводимого восстанавливающего газа находится в диапазоне от 2 до 20 % от общего количества вводимого в печь обжига газа. Изобретение обеспечивает эффективную дезактивацию графита, без газификации основной массы графита, и позволяет удалять практически весь углерод-14. 12 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем содержит тепловыделяющие сборки, охлаждаемые подъемным течением теплоносителя, и блоки бокового отражателя, снабженные внутренними проточными полостями. Выходы теплоносителя из полостей расположены на том же уровне, что и выходы теплоносителя из сборок, входы теплоносителя в полости расположены выше уровня топлива в сборках, а сборки выполнены бесчехловыми или с перфорированными чехлами. Технический результат - увеличение расхода теплоносителя через тепловыделяющие сборки и снижение входных гидравлических потерь. 1 ил.

Изобретение относится к эксплуатации реакторных установок с жидкометаллическими теплоносителями. Способ управления газовой системой имеет следующие шаги: перед подачей кислорода проверяют, подают ли в реактор водород и/или прекращают подачу водорода; подают кислород в том случае, если в реактор не подают водород; перед подачей водорода проверяют, подают ли в реактор кислород и/или прекращают подачу кислорода; подают водород в том случае, если в реактор не подают кислород. Технический результат: предотвращение совместной подачи в реактор водорода и кислорода, предотвращение формирования гремучего газа, увеличение безопасности и срока эксплуатации реакторной установки. 6 н. и 19 з.п. ф-лы, 8 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в гомогенных реакторах растворного типа для получения медицинских радиоизотопов. Система каталитической регенерации радиолитических газов выполнена по техническому решению «корпус в корпусе»; «горячая ветвь» системы размещена во внутреннем корпусе в виде «горячего короба» с двустенной заполненной газом оболочкой; «холодная ветвь» системы находится в зазоре между оболочками внешнего и внутреннего корпусов, в верхней части которого помещен охладитель-конденсатор. Внешним корпусом системы служит один из периферийных корпусов многокорпусного сосуда, служащего защитным кожухом для систем топливного раствора. Данный корпус соединен патрубками «труба в трубе» с газовым объемом корпуса активной зоны реактора, который помещен внутри центрального корпуса указанного сосуда. Технический результат - повышение радиационной безопасности реактора из-за однокорпусной (интегральной) компоновки, возможность дистанционной технологии ремонта путем замены выемного блока, содержащего все ограниченно надежные внутренние элементы системы. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх