Способ замены технологических каналов на водографитовых ядерных реакторах

 

Способ может быть использован при капитальном ремонте водографитовых ядерных реакторов типа РБМК-1000, связанном с заменой технологических каналов. Сущность: выгружают ядерное топливо из технологических каналов половины реактора, перемещают и помещают его в бассейн выдержки. Каналы этой половины реактора осушают и извлекают из реактора, калибруют ячейки в графитовой кладке, устанавливают и раскрепляют новые каналы в этой половине реактора, заполняют их теплоносителем контура циркуляции. Затем перегружают ядерное топливо из каналов второй половины реактора в новые каналы первой половины, осушают и извлекают технологические каналы из второй половины. После калибровки графитовой кладки на второй половине реактора устанавливают и раскрепляют в ней новые каналы, извлекают из бассейна выдержки ядерное топливо первой половины реактора и загружают его в новые технологические каналы второй половины. При этом разгрузку технологических каналов первой половины реактора ведут рядами, начиная от периферийных в направлении центра, а перегрузку ядерного топлива из второй половины реактора в первую ведут секторами, начиная от смежного с первой половиной в сектор первой половины, смежный с второй половиной, причем загрузку каналов второй половины реактора ведут рядами от центра реактора к периферии. 5 ил.

Предложение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано при капитальном ремонте водографитовых ядерных реакторов, связанных с заменой технологических каналов.

В результате сложного воздействия эксплуатационных факторов, например, внутреннего избыточного давления, высоких температур и нейтронного флюэнса происходят необратимое увеличение диаметра технологических каналов и уменьшение диаметра ячейки в графитовой кладке. В результате чего уменьшается проектный радиальный зазор между кладкой и стенкой канала с 3 мм до его полного исчерпания. Результатом этого является увеличение контактного давления между стенкой канала и графитовыми блоками, что приводит к растрескиванию графитовых блоков и уменьшению окружного напряжения в стенках канала. Это в свою очередь затрудняет замену каналов и приводит к запроектным условиям работы реактора. Для поддержания безопасных условий после 15 лет эксплуатации реактора требуется замена всех технологических каналов.

Известен способ замены технологических каналов на водографитовых ядерных реакторах, включающий выгрузку тепловыделяющих сборок (ТВС) из всех технологических каналов (ТК), перемещение ТВС и их размещение в бассейнах выдержки (БВ), последующее осушение и извлечение ТК из ячеек реактора, калибровку ячеек в кладке, установку и раскрепление новых ТК, заполнение их теплоносителем контура циркуляции, извлечение ТВС из БВ, их перемещение и загрузку в ТК [1].

В процессе замены каналов работы с облученным ядерным топливом являются наиболее трудоемкими и ответственными операциями и осуществляются дистанционно с использованием штатной разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ) центрального зала.

Процесс выгрузки ТВС из всех технологических каналов, подлежащих замене, включает следующие операции: 1. Перемещение и установка РЗМ на выгружаемых технологических каналах.

2. Разуплотнение каналов путем съема запорной пробки.

3. Извлечение ТВС в приемный отсек РЗМ.

4. Перемещение РЗМ в направлении бассейна выдержки.

5. Установка ТВС в пенал для хранения.

6. Перемещение РЗМ на нужную траверсу бассейна выдержки.

7. Установка пенала с ТВС на траверсу бассейна выдержки.

8. Обратное перемещение РЗМ к реактору.

После замены технологических каналов выполняются следующие операции: 2.1. Перемещение РЗМ к бассейну выдержки и установка на нужную траверсу.

2.2 Извлечение пенала из бассейна выдержки.

2.3. Извлечение ТВС из пенала и установка в приемный отсек РЗМ.

2.4. Перемещение РЗМ к реактору.

2.5. Установка РЗМ на загружаемый технологический канал.

2.6. Разуплотнение канала путем съема запорной пробки.

2.7. Установка ТВС в загружаемый канал.

2.8. Уплотнение запорной пробки.

Таким образом, извлечение ТВС из старых технологических каналов и загрузка их в замененные предусматривает выполнение 16 операций на каждом из 1693 технологических каналов, включая перемещение РЗМ от реактора к бассейну выдержки и обратно.

Выполнение указанных работ трудоемко и достаточно продолжительно. Следствием этого является длительный простой реактора в ремонте.

Целью настоящего предложения является сокращение транспортно-технологических операций, уменьшение времени простоя реактора в ремонте и увеличение за счет этого выработки электроэнергии.

Поставленная цель достигается за счет того, что в способе замены технологических каналов на водографитовых ядерных реакторах, включающем выгрузку тепловыделяющих сборок из технологических каналов, их перемещение и размещение в бассейнах выдержки, последующее осушение и извлечение технологических каналов из реактора; калибровку ячеек в графитовой кладке, установку и раскрепление новых технологических каналов, заполнение их теплоносителем контура циркуляции, извлечение тепловыделяющих сборок из бассейнов выдержки, их перемещение и загрузку в новые технологические каналы, тепловыделяющие сборки извлекают из половины реактора, после замены на этой половине технологических каналов извлекают тепловыделяющие сборки из второй половины и перегружают их в первую, после замены технологических каналов на второй половине реактора тепловыделяющие сборки первой половины из бассейна выдержки перегружают во вторую половину реактора, при этом выгрузку тепловыделяющих сборок из первой половины реактора производят рядами в направлении от периферии к центру реактора, выгрузку сборок из второй половины ведут секторами, начиная от смежного с первой половиной реактора, и загружают их в зеркально расположенные относительно центра активной зоны сектора первой половины, а загрузку сборок в каналы второй половины осуществляют рядами от центра к периферии.

Сопоставительный анализ заявляемого технического решения с прототипом позволил выявить отличительные признаки, что доказывает соответствие заявляемой совокупности признаков критерию изобретения "новизна".

При поиске аналогов и прототипа не обнаружены технические решения, сходные с отличительными признаками заявляемого решения, что доказывает соответствие заявляемой совокупности признаков критерию изобретения "изобретательский уровень".

Сущность предложения поясняется из рассмотрения чертежей, на которых по технологическому потоку представлены: фиг. 1 - схема разгрузки тепловыделяющих сборок из I половины реактора в бассейн выдержки; фиг. 2 - технологический канал в сопряжении с конструктивными элементами реактора; фиг. 3 - схема извлечения технологического канала из ячейки реактора; фиг. 4 - схема перегрузки ядерного топлива из II половины реактора в I половину; фиг. 5 - схема перегрузки ядерного топлива I половины реактора из бассейна выдержки во II половину.

Исходное состояние реактора 1 перед началом массовой замены технологических каналов 2. Реактор остановлен, расхоложен и после разотравления находится в подкритическом состоянии. Все управляющие стержни системы управления защитой (СУЗ) находятся на нижнем концевике. Подкритичность реактора со штатной системой СУЗ составляет 2,3%, что позволяет проводить ядерноопасные операции с активной зоной. Для достижения глубокой подкритичности неконтролируемых ядерных объектов (не менее 5%) может быть использована установка добавочной партии стержней дополнительных поглотителей (ДП) сверх их проектного количества на момент останова реактора. Добавочную партию стержней ДП устанавливают путем замены ТВС 3 в технологических каналах, имеющих максимальную нейтронную мощность в заглушенном разотравленном состоянии. Количество добавочной партии стержней ДП определяют по достигаемой величине подкритичности.

Проведение массовой замены технологических каналов требует определения четкого порядка извлечения топлива и дополнительных поглотителей из активной зоны реактора, их перемещения в бассейн выдержки 4, порядка перестановки ТВС и стержней ДП из одних каналов активной зоны в другие, а также порядка расстановки в активной зоне ДП и ТВС, возвращаемых из бассейна выдержки. Схема перемещения ядерного топлива в активной зоне в первую очередь определяется параметрами ядерной безопасности, исходя из условий, чтобы подкритичность для состояния с максимальным эффективным коэффициентом размножения с взведенными стержнями аварийной защиты составляла не менее 2%.

Выгрузку ТВС из первой (по порядку проведения ремонтных работ) половины реактора осуществляют по вертикальным по отношению к бассейну выдержки рядам от периферии реактора к центру активной зоны. Для определенности в качестве первой выбрана левая (фиг.1) половина I реактора. Технологические каналы 2 разгружают в следующем порядке (см. фиг. 1): 31-10; 32-10; 33-10;...46-10 26-11; 27-11; 30-11;...51-11
24-12; 25-12; 26-12;...53-12
............................

10-36; 11-36; 12-36;...67-36
10-37, 11-37; 12-37;...67-37
Для этого на каждый технологический канал в указанной выше очередности наводят разгрузочно-загрузочную машину, снимают запорную пробку, захватывают и вертикальным перемещением втягивают в приемный отсек РМЗ тепловыделяющую сборку, перемещают разгрузочно-загрузочную машину в направлении бассейна выдержки (фиг. 1), устанавливают тепловыделяющую сборку 3 в пенал, перемещают на нужную траверсу 5 бассейна выдержки и оставляют там, а машину перемещают назад к реактору и наводят на следующий канал по выше приведенной картограмме разгрузки активной зоны реактора. При этой схеме разгрузки ядерного топлива используют полный ход РМЗ от реактора до бассейна выдержки.

Установку тепловыделяющих сборок в бассейн выдержки производят в соответствии с их обогащением и величиной энерговыработки.

Дополнительные поглотители извлекают из выгружаемой первой половины реактора после выгрузки всех тепловыделяющих сборок и также как топливо маркируют координатами их расположения в предремонтной картограмме загрузки активной зоны. Также как и топливные сборки 3 первой половины реактора 1 дополнительные поглотители с помощью разгрузочно-загрузочной машины помещают в пенал и развешивают на траверсах 5 бассейна выдержки 4.

Место каждой ТВС в бассейне выдержки определяется из условия равномерного распределения выгорания топлива в объеме бассейна.

После опорожнения, продувки и осушения технологических каналов первой половины реактора последние вырезают из конструкции реактора (фиг. 3.). Для этого отрезают калач 6, срезают угловой шов 7 сильфонного компенсатора, срезают усовый шов 8 соединения канала 2 с верхним трактом 9, подрывают усилием "Р" и вертикальным перемещением извлекают канал 2 из ячейки реактора 1. После ряда вспомогательных операций краном центрального зала помещают в бассейн выдержки длинномеров (не показан). После этого восстанавливают, калибруют и контролируют ячейку графитовой кладки, вставляют в нее и раскрепляют новый канал в реакторе. И так проделывают со всеми технологическими каналами первой половины реактора. После установки всех новых каналов в первую половину реактора, их контроля и опрессовки с помощью РЗМ извлекают из бассейна выдержки, перемещают и загружают в активную зону первой половины стержни ДП. При этом стержни ДП размещают в соответствии с картограммой на момент начала выгрузки топлива. После этого осуществляют перестановку ТВС из второй II половины реактора в отремонтированную первую I.

Для схематического и расчетного моделирования перестановок активную зону реактора условно разбивают на 12 секторов (фиг. 4) по принципу равенства числа технологических каналов в секторах (около 130). Выбор такой разбивки определен возможностями СУЗ и позволяет иметь в каждом секторе перегрузки детектор потока. В процессе выгрузки или загрузки ядерного топлива датчики детектора потока в каждом секторе подключают к соответствующему каналу контроля. Координаты приграничных каналов определяют в процессе перестановок. Выгрузку тепловыделяющих сборок из второй половины реактора и перегрузку их в первую половину (фиг. 4) ведут секторами, начиная от смежного с первой половиной реактора. В начале производят извлечение ядерного топлива из сектора 10 и помещают его в сектор 16, так как показано на фиг. 4. При этом датчик контроля нейтронного потока в секторе 10 отключают и к системе контроля подключают аналогичный датчик в секторе 16. Далее из сектора 11 - в сектор 17, из сектора 12 - в сектор 18 и т.д. то есть загрузку ведут в зеркально расположенные сектора относительно центра активной зоны реактора. При такой схеме активная зона постоянно сохраняет форму правильного полуцилиндра, постоянно заполненного ядерным топливом, а перегрузку ведут как бы с условным угловым разворотом каждого сектора на 180^o относительно центра реактора.

При этом операции 4...8 стр. 2 настоящего описания при выгрузке ТВС из второй половины реактора и операции 2.1.....2.4 по загрузке ТВС в новые ТК первой полвины реактора не выполняют. Кроме того, разгрузочно-загрузочная машина перемещается только в пределах пятака реактора и не выходит в зону бассейна выдержки.

Перегрузка завершается при полной выгрузке ТВС из второй II половины реактора. После выполнения перегрузки загруженная первая половина активной зоны сохраняет форму, близкую к исходной, т.е. половину правильного цилиндра, что обеспечивает ее нейтронную целостность, облегчает контроль и аварийную защиту.

После завершения перестановок ТВС из второй половины реактора в первую, выгрузки стержней ДП в бассейн выдержки, продувки калачей и дренажа теплоносителя производят замену технологических каналов на второй половине реактора с использованием тех же технологических операций, что и на первой половине. Так же поступают и с ячейками в графитовой кладке. Загрузку топлива во вторую отремонтированную половину реактора производят из бассейна выдержки тепловыделяющими сборками первой половины только после установки стержней ДП и осуществляют вертикальными рядами от центра активной зоны к ее периферии (фиг. 5. ). На второй половине реактора ТВС загружают в технологические каналы в следующем порядке:
10-40; 11-40; 12-40;...67-40
10-41; 11-41; 12-41;...67-41
.............................

31-67; 32-67; 33-67;...46-67
Так как загрузка ТВС в активной зоне не симметрична относительно вертикальной оси Y - Y реактора, количество ТВС в левой и правой половинах реактора может не совпадать. В этом случае производят догрузку свежего топлива из и, соответственно, в бассейн выдержки. Допускается небольшое количество пустых, незаполненных каналов (не более 10 шт. на половину зоны).

Поскольку топография каналов СУЗ не изменилась, каждый этап работ по перестановкам ТВС в процессе проведения массовой замены каналов проводят под контролем СУЗ.

К моменту завершения работ по замене технологических каналов на реакторе и перегрузок ядерного топлива реактор находится в состоянии безопасных пределов подкритичности.

Таким образом, в результате изменения порядка проведения операций объем перестановок топлива сокращается на 25%. Кроме того, сокращается общий путь перемещения разгрузочно-загрузочной машины при выполнении перегрузок.

Источник информации.

А. Я. Швец, А. Г.Кузнецов. Ремонт атомных реакторов. - М.: Энергоиздат, 1982, с. 86-89.

Формула изобретения

Способ замены технологических каналов на водографитовых ядерных реакторах, включающий выгрузку тепловыделяющих сборок из технологических каналов, их перемещение и размещение в бассейне выдержки, последующее осушение и извлечение технологических каналов из реактора, калибровку ячейки в кладке, установку и раскрепление новых технологических каналов, заполнение их теплоносителем контура циркуляции, извлечение тепловыделяющих сборок из бассейна выдержки, их перемещение и загрузку в технологические каналы, отличающийся тем, что тепловыделяющие сборки извлекают из половины активной зоны реактора, после замены в этой половине технологических каналов извлекают тепловыделяющие сборки из второй половины и перегружают их в первую, заменяют каналы на второй половине реактора, тепловыделяющие сборки первой половины извлекают из бассейна выдержки и загружают ими вторую половину, при этом выгрузку тепловыделяющих сборок из первой половины производят рядами в направлении от периферии к центру реактора, а выгрузку их из второй половины ведут секторами, начиная от смежного с первой половиной реактора, и загружают их в зеркально расположенные относительно центра активной зоны сектора первой половины, а загрузку сборок в каналы второй половины осуществляют рядами от центра реактора к периферии.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4, Рисунок 5

MM4A - Досрочное прекращение действия патента СССР или патента Российской Федерации на изобретение из-за неуплаты в установленный срок пошлины за поддержание патента в силе

Дата прекращения действия патента: 21.04.2006

Извещение опубликовано: 27.03.2007        БИ: 09/2007

---