Способ восстановления ресурсных характеристик реактора рбмк

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.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к реакторам малой и особо малой мощности. Ядерный реактор содержит корпус с отражателем. В активной зоне расположены первые технологические каналы, предназначенные для циркуляции теплоносителя, и вторые технологические каналы, предназначенные для размещения элементов системы управления и защиты. Реактор также содержит камеры подвода и отвода теплоносителя первого контура, разделенные перегородкой. Первые технологические каналы выполнены в виде трубок Фильда, наружные трубы которых закреплены на дне камеры подвода теплоносителя первого контура, а внутренние трубы закреплены на перегородке. Тепловыделяющие сборки установлены во внутренних трубах трубок Фильда на подвесах, закрепленных на верхней части камеры отвода теплоносителя первого контура. Вторые технологические каналы изолированы от камер подвода и отвода теплоносителя первого контура, а межтрубное пространство активной зоны заполнено средой или материалом, прозрачными для нейтронов. 8 з.п. ф-лы, 7 ил.

Изобретение относится к исследовательским реакторам на сферическом топливе. Реактор может быть использован для производства электроэнергии, производства водорода, отопления, сжижения угля и газификации. Реактор имеет засыпку из шаровых тепловыделяющих элементов. Ядерное топливо вместе с теплоносителем помещено внутрь твердых шарообразных элементов, твердый теплоноситель служит оболочкой для продуктов радиационного распада и выполняет функцию охлаждения ядерного топлива. С помощью механической системы передачи сферические элементы перемещаются из нижней части парогенератора в верхнюю часть реакционного сосуда. Осуществляется циркуляция сферических элементов между реактором и парогенератором. Технический результат - реактор имеет неотъемлемую безопасность, высокие температурные параметры на выходе. 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к ядерной технике. Устройство пассивного регулирования давления в оболочке ядерной энергетической установки содержит агрегат (40) распыления жидкости в оболочке и трубопровод (42) подачи жидкости, предназначенный для подачи жидкости в распыляющий агрегат (40). Оно содержит промежуточную емкость (46) распределения жидкости, размещенную между подающим трубопроводом (42) и распыляющим агрегатом (40); причем промежуточная емкость (46) подсоединена перед подающим трубопроводом (42) и содержит боковую стенку (52) отвода жидкости, определяющую границы сквозных отверстий (60), соединенных с распыляющим агрегатом (40). Оно содержит, по меньшей мере, один трубопровод (44А-44D) отвода жидкости к оболочке (19), выступающий в промежуточную емкость (46) против боковой стенки (52). Технический результат - повышение надежности устройства регулирования давления за счет его конструктивного упрощения. 3 н. и 12 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к способам эксплуатации ядерных реакторов, предназначенных для наработки делящихся химических элементов. Способ эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов включает первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками, содержащими делящийся материал и сырьевые изотопы, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения, при которых сырьевые изотопы переходят в способные к ядерному делению изотопы, управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состояния, обеспечивая баланс между вырабатывающимися нейтронами и поглощением нейтронов. При снижении мощности реактора формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют путем уменьшения энерговыделения в центральной части активной зоны с увеличением нейтронного потока на периферии активной зоны. Активная зона окружена отражателем или бланкетом, содержащим изотопы урана, и/или плутония, и/или тория. 6 з.п. ф-лы, 2 табл., 2 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции ядерных реакторов канального типа. Активная зона реактора состоит из ячеек, содержащих в центре их симметрии канал с ядерным топливом и теплоносителем, окруженный замедлителем нейтронов. Замедлитель нейтронов состоит из 2 слоев, причем прилегающий к каналу слой имеет атомный вес , а внешний слой имеет легкий атомный вес. В ядерном реакторе топливо содержит смесь воспроизводящих нуклидов, например 238U и 232Th, в качестве теплоносителя выбран сплав лития, обогащенного изотопом 7Li, с нуклидами с тяжелым атомным весом, например Bi, а в межканальном пространстве свинец с доминирующим содержанием изотопа 208Pb. Технический результат - повышение безопасности реактора при перегреве теплоносителя благодаря уменьшению «ступеньки» замедления - потери энергии нейтронами при замедлении во всем диапазоне реакторных энергий нейтронов и в увеличении их резонансного поглощения в топливе благодаря замедлению на ядрах межканального замедлителя с тяжелым атомным весом . 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области ядерной техники. Способ формирования импульсов мощности импульсного ядерного реактора обеспечивает модуляцию реактивности в импульсном ядерном реакторе при движении модулятора реактивности импульсного ядерного реактора в пределах активной зоны реактора. По требуемым параметрам импульса мощности задают зависимость мощности реактора от времени и функцию распада предшественников запаздывающих нейтронов. Рассчитывают по соотношению реактивность импульсного ядерного реактора с использованием заданных функций распада предшественников запаздывающих нейтронов и зависимости мощности реактора от времени. Включают орган регулирования реактивности в виде кнопки и запускают орган управления движения модулятора реактивности, состоящий из электродвигателя, приводов и элементов передачи движения модулятора реактивности в виде поглотителя и отражателя нейтронов. Движение модулятора реактивности обеспечивают согласно соотношению, учитывающего изменение реактивности импульсного ядерного реактора во времени. Технический результат - формирование требуемых импульсов мощности импульсного ядерного реактора. 2 з.п. ф-лы, 1 табл., 2 ил.
Наверх