Поиск по сайту
Начало >> Книги >> Архивы >> Эксплуатация АЭС

Процесс перегрузки топлива реакторных установок - Эксплуатация АЭС

Оглавление
Эксплуатация АЭС
Факторы, определяющие безопасность
Требования к безопасности атомных станций
Методы анализа риска от эксплуатации атомных станций
Принципы обеспечения безопасности атомных станций
Безотказность оборудования
Классификация отказов
Факторы, влияющие на долговечность оборудования
Показатели долговечности
Методы определения и прогнозирования ресурса
Живучесть атомных станций
Характеристика ремонтопригодности оборудования
Обеспечение требований к надежности на этапах проектирования, производства, монтажа и наладки
Обеспечение требований к надежности энергоблока АЭС в процессе эксплуатации
Управление надежностью оборудования энергоблока АЭС при эксплуатации
"качество АЭС" и его показатели
Обеспечение качества на всех этапах жизненного цикла АЭС
Управление качеством АЭС
Система сбора, обработки и анализа информации о качестве и надежности
Система эксплуатации
Характеристика системы эксплуатации АЭС
Система технического обслуживания и ремонта на АЭС
Структура и модель процесса эксплуатации
Характеристика отдельных состояний процесса эксплуатации АЭС
Стратегии эксплуатации
Стратегия эксплуатации, ТОиР по состоянию
Стратегия эксплуатации и ТО по состоянию
Виды эксплуатационно-технической документации
Оперативная документация на АЭС
Техническая документация, оформляемая при обслуживании и ремонте
Задачи эксплуатации
Задачи, функции и организационная структура управления эксплуатацией высшего уровня
Типовая организационная структура управления эксплуатацией АЭС
Функции системы управления эксплуатацией АЭС
Виды работ по ТО оборудования
Планирование и организация работ по ТО оборудования АЭС
Регламент ТО оборудования АЭС
Инструкции по эксплуатации
Определение оптимальной периодичности и объема ТОиР
Ремонт оборудования
Контроль качества отремонтированного оборудования и приемка из ремонта
Испытания оборудования в процессе эксплуатации АЭС
Контроль за состоянием металла
Техническое освидетельствование оборудования АЭС
Управление качеством технического обслуживания и ремонта
Программа обеспечения качества при эксплуатации АЭС
Оценка качества ТОиР на АЭС
Управление качеством ТОиР на АЭС
Работа с персоналом по обеспечению безопасной эксплуатации
Оперативно-диспетчерское управление АЭС
Организация работы персонала при проектных и запроектных авариях
Надежность ОП АЭС
Организация эксплуатации оборудования при пуске ЭБ АЭС
Физический и энергетический пуски энергоблока АЭС
Эксплуатация оборудования при пуске и остановке ЭБ АЭС
Правила эксплуатации реакторной установки при работе на мощности
Организация и виды контроля технического состояния
Методы и средства контроля технического состояния
Контроль целостности циркуляционного контура
Контроль статических и динамических характеристик
Методы идентификации оборудования ядерной энергетической установки
Методы диагностирования оборудования ядерной энергетической установки
Автоматизированный контроль технического состояния
Метрологическое обеспечение контроля технического состояния
Физико-химические процессы в контурах ядерной энергетической установки
Требования к материалам первого контура для ЯЭУ с ВВЭР
Требования к водоподготовке и водно-химическому режиму на АО
Способы регулирования качества теплоносителя ЯЭУ
Очистка теплоносителя ЯЭУ
Топливные циклы на АЭС
Транспортно-технологические операции по обращению с топливом на АЭС
Топливная кампания энергоблока АЭС
Процесс перегрузки топлива реакторных установок
Обращение с газообразными радиоактивными отходами
Обращение с жидкими радиоактивными отходами на АЭС
Обращение с твердыми радиоактивными отходами на АЭС
Дезактивация оборудования на АЭС
Принципы построения и структура систем безопасности
Эксплуатация защитных систем безопасности ЭБ с ВВЭР-1000
Эксплуатация защитных систем безопасности энергоблоков с РБМК-1000
Техническое обслуживание защитных систем безопасности ЭБ с РБМК-1000
Эксплуатация обеспечивающих систем безопасности ЭБ АЭС
Организация эксплуатации систем пожаротушения на АЭС
Эксплуатация локализующих систем безопасности энергоблоков АЭС
Эксплуатация управляющих систем безопасности энергоблока АЭС
Материально-техническое обеспечение эксплуатации
Обеспечение безопасности при эксплуатации
Культура безопасности атомных станций
Обеспечение технической безопасности
Обеспечение радиационной безопасности
Обеспечение ядерной безопасности при эксплуатации АЭС
Количественные показатели уровня культуры безопасности
Индикаторы и методика оценки культуры безопасности
Направления научно-технического прогресса в области эксплуатации АЭС

Способы перегрузки ядерного топлива. Система перегрузки ядерного топлива на АЭС предназначена для извлечения из активной зоны ТВС с выгоревшим ядерным топливом, выгоревших органов СУЗ, некоторых внутрикорпусных элементов и установки на их место новых. Перегрузка ядерного топлива в принципе возможна как на работающем на мощности ядерного реактора, так и на остановленном и расхоложенном реакторе. В современных корпусных ЯР, работающих при достаточно высоких параметрах теплоносителя, перегрузку ЯТ осуществляют, как правило, после остановки ядерного реактора, полного или частичного его расхолаживания и сброса давления теплоносителя, если это необходимо. Конструкция канальных ЯР позволяет производить перегрузку отдельного технологического канала на работающем на номинальной мощности ядерного реактора.
Системы перегрузки топлива ЯЭУ могут быть классифицированы следующим образом:
с механизмами перегрузки, перемещающимися по центральному
залу и осуществляющими перегрузку при снятой крышке ЯР (ВВЭР);
с разгрузочно-загрузочными машинами (РЗМ), перемещающимися по центральному залу и обеспечивающими герметичное подключение к внутриреакторному объему и автономное охлаждение ТВС (РБМК),
с манипулированием ТВС под крышкой ЯР с последующей (обычно после достаточного расхолаживания) выгрузкой их из корпуса ядерного реактора (ЯР на БН);
системы непрерывной перегрузки (высокотемпературные газовые реакторы (ВТГР), ЯР с жидким или газофазным топливом).
Механизмы перегрузки или специальные РЗМ с помощью соответствующих координатных устройств различного типа наводятся на нужную ТВС, захватывают ее, извлекают и перевозят в БВ. При значительном остаточном тепловыделении и высокой радиоактивности отработавших ТВС необходимы их охлаждение и радиационная защита в процессе их транспортировки из активной зоны к БВ. Это обычно реализуется двумя способами: транспортировкой ТВС под слоем теплоносителя (например, воды), являющегося и охладителем, и защитой, или транспортировкой ТВС в специальном защитном контейнере (скафандре), в котором остаточное тепло от твэлов отводится с помощью автономной системы охлаждения.
Хранилище выдержки представляет собой бассейн, заполненный водой или другой жидкостью, в котором находятся специальные стеллажи с ячейками для установки отработавших ТВС. После необходимой выдержки ТВС извлекают из БВ, помещают в специальные контейнеры для транспортировки на предприятия по переработке ядерного топлива. ТВС с новым топливом размещают в хранилище свежих ТВС, откуда их извлекают, транспортируют к ЯР и устанавливают на место выгоревших.
Система перегрузки ядерного топлива на энергоблоке с РБМК. Для перегрузки ядерного топлива на энергоблоке с РБМК предназначена специальная РЗМ (рис. 21.13). Она обеспечивает выполнение следующих операций:
перегрузку ТВС на работающем и расхоложенном ядерном реакторе; проверку на проходимость тракта технологического канала калибром, имитирующим штатную ТВС;
герметизацию технологического канала технологической пробкой; герметизацию технологического канала аварийной пробкой; механизированную ликвидацию некоторых аварийных ситуаций. Перегрузка ядерного топлива на работающем ЯР осуществляется при рабочих параметрах технологического канала. Процесс перегрузки при этом состоит из следующих основных операций. С места стоянки РЗМ подается краном к специальному тренажерному стенду. После остановки из соответствующих гнезд последовательно забирается в пеналы калибр и технологическая пробка. Затем производится заполнение скафандра РЗМ конденсатом с температурой 303 К. После этого стыковочный патрубок скафандра стыкуется и уплотняется с головкой необходимого гнезда стенда, в котором до этого установлена свежая ТВС, предназначенная для загрузки.

Рис. 21.13. Схема разгрузочно-загрузочной машины энергоблока с РБМК:
Схема разгрузочно-загрузочной машины энергоблока с РБМК

1 — магазин; 2 — технологическое оборудование; 3 - верхняя часть скафандра; 4 - привод перемещения и управления захватом; 5 - цепи; 6 - ферма; 7 - механизм перецепления; 8 -привод поворота магазина; 9 - средняя часть скафандра; 10 - запорное устройство;

11- контактная система наведения РЗМ; 12 - оптико-телевизионная система наведения РЗМ на ось канала; 13 - подвижная биологическая защита; 14 - нижняя часть скафандра; 15 - ключ запорного устройства канала; 16 - механизм перемещения стыковочного патрубка; 17 - контейнер; 18 - мост; 19 - тележка

Гнездо и стыковочный патрубок заполняются конденсатом, открывается запорное устройство, свежая ТВС втягивается в пенал магазина, закрывается запорное устройство, конденсат из стыковочного патрубка и гнезда сбрасывается в канализацию.
После расстыковки с гнездом стенда РЗМ подается к ЯР для перегрузки необходимого технологического канала и автоматически выходит на его координаты. Так же, как и на стенде, патрубок РЗМ стыкуется и уплотняется с головкой канала, подлежащего перегрузке. После этого стыковочный патрубок заполняется конденсатом, открывается запорное устройство и подпиточный насос создает в скафандре давление, несколько превышающее давление в канале. Захват опускается вниз и сцепляется с головкой ТВС. Затем с помощью механизма герметизации и разгерметизации производится разгерметизация канала. Механизм подъема переводит ТВС на высоту 7,5 м в зону расхолаживания, где выдерживается 10 мин. Расхолаживание осуществляется холодным конденсатом, который начинает поступать в канал сразу в момент разгерметизации канала.
По окончании выдержки ТВС в зоне расхолаживания механизм втягивает ТВС в скафандр, и она устанавливается в пенале магазина. Калибром проверяется проходимость технологического канала в ядерный реактор, и затем в него опускается свежая ТВС. Канал герметизируется, включая подпиточный насос, давление в скафандре сбрасывается до атмосферного. Закрывается запорное устройство, проверяется герметизация канала, из полости стыковочного патрубка удаляется конденсат. После разуплотнения и расстыковки патрубка РЗМ с отработавшей ТВС направляется к узлу приема ТВС. В случае, когда намечена дальнейшая эксплуатация извлеченной ТВС в другой точке активной зоны, РЗМ перемещается к новому технологическому каналу. В узле приема отработавших ТВС, в одном из его гнезд, установлен чехол БВ, заполненный конденсатом с температурой 303 К.
РЗМ автоматически наводится на координаты подготовленного чехла и после операций стыковки, уплотнения, заполнения стыковочного патрубка конденсатом, выгрузки отработавшей ТВС из скафандра в чехол и расстыковки РЗМ готова к перегрузке следующей ТВС.
При перегрузке РЗМ остановленного и расхоложенного ЯР возможны выгрузка двух отработавших ТВС и загрузка на их место двух свежих. Для этого из скафандра предварительно удаляется технологическая пробка. Возможен и еще один вариант: выгрузка четырех отработавших ТВС. С этой целью из скафандра удаляется также и калибр, и РЗМ подается на перегрузку с пустыми пеналами магазина. Загрузка свежих ТВС в последнем варианте проводится без применения РЗМ с помощью транспортно-технологических средств, предусмотренных проектом для этой цели в центральном зале.
Опыт эксплуатации энергоблока с РБМК-1000 свидетельствует, что в установившемся режиме работы (после трех лет эксплуатации) необходима ежесуточная замена 3-5 выгоревших ТВС свежими.
Система перегрузки ядерного топлива на энергоблоке с ВВЭР. Перегрузка ядерного топлива на энергоблоке с ВВЭР осуществляется при полностью остановленном ядерном реакторе и обычно совмещается с ремонтом оборудования. Для энергоблоков с ВВЭР перегрузка ядерного топлива имеет две важные особенности:

  1. перегрузка топлива связана с изменением геометрии активной зоны ядерного реактора;
  2. перегрузка топлива оказывает особое влияние на остаточное тепловыделение в активной зоне ядерного реактора. Первая особенность во многом определяет ядерную безопасность энергоблоков, а вторая требует организации сложных технологических систем охлаждения из-за необходимости сохранения в работе тепломеханического и электромеханического оборудования, насосов, средств и приборов контроля.

Основными документами, определяющими технологию перегрузки ядерного топлива с остановкой энергоблока, являются:
инструкция по перегрузке ядерного топлива на энергоблоке;
программа и график ремонтов;
программа и рабочий график перегрузки ТВС.
В программе перегрузки ядерного топлива, разрабатываемой персоналом АЭС, определяются важнейшие укрупненные этапы перестановки основных групп ТВС, а также порядок и перечень транспортно-технологического оборудования, используемого при перемещении ТВС. Рабочий график перегрузки ядерного топлива подробно описывает для каждой ТВС маршрут ее движения: номер и тип ТВС, координаты ячейки активной зоны или БВ, откуда извлекается ТВС, а также ячейки, куда она устанавливается.
Перегрузка ядерного топлива в ВВЭР может осуществляться "мокрым" или "сухим" методом. При "мокром" методе перегрузки транспортнотехнологические операции по перемещению отработавших ТВС из активной зоны в БВ проводятся под слоем воды (в бассейне перегрузки, шахте). При "сухом" методе отработавшие ТВС транспортируются к БВ в защитном металлическом контейнере во воздуху.
Для перегрузки ядерного топлива используются перегрузочные машины (рис. 21.14). Мост перемещается над ЯР и БВ. Намосту имеется передвижная тележка с рабочей штангой и системой телевизионного контроля. Мост и тележка перемещаются во взаимно-перпендикулярных направлениях. Этим обеспечивается возможность автоматического или дистанционного вывода перегрузочной машины в точку с заданными координатами в активной зоне или БВ.
После остановки энергоблока, расхолаживания ядерного реактора, ввода борной кислоты в теплоноситель первого контура для обеспечения необходимой подкритичности активной зоны снимают верхний блок (крышку) и блок защитных труб ЯР, закрывающие доступ к активной зоне. Крышку и блок защитных труб ЯР помещают в цилиндрические колодцы вблизи ЯР (в качестве временного варианта крышку реактора размещают на полу центрального зала). Все операции по разборке выполняются при условии заполнения ядерного реактора теплоносителем до уровня главного разъема В БВ уровень воды поднимается до отметки б (см. рис. 21.14).
Этот уровень несколько превышает нормальный уровень, характеризуемый отметкой а перегружаемых ТВС. До отметки б заливается борированной водой реакторный зал, бассейн (шахта) перегрузки, БВ и помещения с гнездом установки чехлов со свежими ТВС. Концентрация борной кислоты в бассейнах перегрузки и выдержки и в колодце под установку чехлов с ТВС составляет для ВВЭР-440 12 г/кг, а для ВВЭР-1000-16 г/кг. После того как установится одинаковый уровень воды в бассейнах перегрузки и выдержки и колодце под установку чехлов со свежими ТВС извлекаются гидрозатворы и приступают к собственно перегрузке ТВС. Для обеспечения биологической защиты и надежности охлаждения ТВС все операции по перегрузке ядерного топлива проводят под слоем воды толщиной 2-3 м. Сквозь слой воды возможно визуальное наблюдение за перегрузкой. В случае необходимости во время перегрузки заменяют органы СУЗ. Продолжительность перегрузки ядерного топлива для ВВЭР составляет 15-25 сут.
Схема транспортно-технологического оборудования для перегрузки топлива на энергоблоке с ВВЭР
Рис. 21.14. Схема транспортно-технологического оборудования для перегрузки топлива на энергоблоке с ВВЭР:
1 — реактор; 2 - перегрузочная машина; 3 — мостовой кран; 4 - транспортный коридор; 5 - чехлы для отработавших ТВС; а - нормальный уровень воды в бассейне выдержки; б - уровень воды во время перегрузки топлива

При частичной перегрузке ЯТ один раз в год проводятся замена 1/3 и внутренние перестановки выгоревших ТВС в зависимости от схемы перегрузки. Постоянное присутствие в ядерный реактор частично выгоревших ТВС предопределяет необходимость непрерывной работы системы расхолаживания энергоблока. До 30-40% общей трудоемкости всех операций при частичной перегрузке составляют внутренние перестановки части выгоревших ТВС, оставляемых в ядерный реактор для дальнейшей работы.
Перегрузка с полной выгрузкой ТВС из ядерного реактора проводится раз в четыре года с целью инспекционной проверки корпуса ВВЭР. При этом извлекаются все ТВС и внутрикорпусные устройства ядерного реактора. ТВС располагают в БВ, а внутрикорпусные устройства - в специальных помещениях центрального зала энергоблока. Для соблюдения симметрии активной зоны сначала выгружаются только ТВС одного типа из симметричных ячеек, затем выгружаются ТВС другого типа, но также из симметричных ячеек. При этом в соответствии с правилами ядерной безопасности (ЯБ) должно быть исключено образование локальных критических масс в объеме активной зоны. С этой целью сначала выгружают наименее выгоревшие ТВС (с наибольшим запасом реактивности), а в последнюю очередь - поглощающие материалы. После инспекционной проверки корпуса ядерного реактора вновь загружают ЯТ из БВ группами ТВС, как свежих, так и ранее отработавших, располагая их по симметричным ячейкам активной зоны в соответствии с картограммой новой топливной загрузки и рабочим графиком перегрузки ТВС. Обратный процесс загрузки ядерного топлива в ядерный реактор выполняется также с соблюдением всех правил ЯБ.
Система перегрузки ядерного топлива на энергоблоке с БР. Главными особенностями системы перегрузки ядерного топлива в ядерный реактор на БН с жидкометаллическим теплоносителем являются:

  1. необходимость обеспечения герметичности ядерного реактора при перегрузочных операциях из-за высокой агрессивности теплоносителя с воздухом и водой;
  2. высокая удельная энергонапряженность и глубокое выгорание ядерного топлива требуют интенсивного охлаждения выгружаемых из активной зоны ТВС из-за значительного остаточного тепловыделения. Первая особенность связана с тем, что жидкий натрий, используемый в качестве теплоносителя в БР, чрезвычайно бурно (вплоть до взрыва) реагирует с водой и воздухом. Поэтому перегрузка ядерного топлива на работающем ЯР небезопасна и ее проводят на остановленном реакторе.

Все перестановки ТВС (загрузка свежих, выгрузка отработавших, перестановки частично выгоревших внутри реактора и др.) как в активной зоне, так и в зоне воспроизводства осуществляют под слоем натрия. Ядерный реактор до некоторого уровня заполнен натрием, над которым располагается инертный газ (аргон). Аргон компенсирует температурные расширения натрия, изолирует верхнюю часть ядерного реактора от горячего теплоносителя, выходящего из активной зоны и предотвращает контакт натрия с воздухом при случайной разгерметизации корпуса. Высоту уровня теплоносителя над головками ТВС выбирают такой, чтобы при перегрузке ТВС их транспортировка проходила под слоем натрия, что обеспечивает их надежное охлаждение. Вторая особенность перегрузки ядерного топлива в БР определяется конструкцией активной зоны ядерного реактора на БН: 1) она загружается высокообогащенным топливом с тесной решеткой, 2) отсутствует замедлитель и высока удельная энергонапряженность на единицу объема (в 3-5 раз больше, чем у ВВЭР). Для безопасной транспортировки ТВС в долговременное хранилище после извлечения из ядерного реактора требуется их интенсивное охлаждение вне ЯР. Поэтому отработавшие ТВС размещают в периферийных ячейках боковой зоны воспроизводства. В ЯР БН-600 это промежуточное хранилище является продолжением зоны воспроизводства (рис. 21.15), что значительно упрощает конструкцию РУ.
Число ячеек в промежуточном хранилище соответствует числу ТВС, выгружаемых за одну перегрузку.
Сечение ядерного реактора БН-600
Рис. 21.15. Сечение ядерного реактора БН-600:
1- частично выгоревшие ТВС активной зоны; 2 - свежие ТВС активной зоны; 3 - внутренняя зона воспроизводства; 4 - хранилище отработавших ТВС; 5 - внешняя зона воспроизводства; 6 - регулирующий стержень; 7 - компенсирующий стержень; 8 - стержень аварийной защиты

В промежуточном хранилище ТВС расхолаживаются натрием первого контура до момента следующей перегрузки. ТВС из зоны воспроизводства благодаря малому остаточному тепловыделению в промежуточное хранилище не помещаются, а сразу извлекаются из ядерного реактора.
Перегрузка ТВС из ядерного реактора на БН(либо из активной зоны, либо из зоны воспроизводства, либо из промежуточного хранилища) осуществляется двумя вариантами: 1) с помощью РЗМ (БОР-60) или 2) с помощью специальных механизмов, из которых наиболее распространен элеваторный подъемник (БН-350, БН-600, "Феникс", "Суперфеникс").
ядерный реактор на БН не имеют съемной герметизирующей крышки. Корпус ядерного реактора сверху имеет две многослойные плиты (верхние поворотные защитные пробки) системы радиационной зашиты. Эти защитные пробки используются в системе перегрузки ядерного топлива. Большая пробка перекрывает горловину ядерных реакторов. Эксцентрично в ней располагается малая пробка. На малой пробке смонтирован внутриреакторный механизм перегрузки (ВМП), представляющий собой телескопическую штангу с захватным устройством и несколькими электромеханическими приводами. Пробки приводятся во вращение по командам автоматизированной системы управления электромеханическими приводами. С помощью защитных пробок ВМП наводится на ТВС, подлежащие перегрузке, а также транспортирует их внутри ЯР.
Процесс перегрузки ТВС в ядерный реактор на БН с жидкометаллическим теплоносителем осуществляется в следующей последовательности. После остановки ядерного реактора, оборудование, обеспечивающее перегрузку, работает в режиме автоматического управления. Захватное устройство ВМП сцепляется с головкой перегружаемой ТВС и втягивает ее внутрь направляющей трубки ВМП, предохраняющей ТВС от раскачиваний и случайных механических повреждений. Совместным вращением обеих пробок ВМП с ТВС переносится в заданное место. После выдержки в промежуточном хранилище в течение нескольких недель, за которые значительно уменьшается остаточное тепловыделение, отработавшие ТВС из промежуточного хранилища переставляются в долговременное хранилище. Эта операция осуществляется уже при работающем ЯР.
В ЯР БН-350 и БН-600 дальнейшие операции по перегрузке выполняются в следующей очередности. Отработавшие ТВС с помощью ВМП извлекаются из промежуточного хранилища или из зоны воспроизводства, устанавливаются в гнездо подвижной каретки элеватора. Кареткой по наклонной направляющей ТВС перемещается из ядерного реактора вверх под перегрузочный патрубок к механизму передачи ТВС, который расположен в специальном боксе. Механизм передачи сборок осуществляет передачу ТВС из гнезд каретки элеватора в барабан выгоревших ТВС во внешнем хранилище ЯТ. Перенос ТВС в ядерный реактор происходит в среде натрия, а транспортировка из ядерного реактора в передаточный бокс - в среде инертного газа. По окончании перегрузки ТВС из барабана выгоревших сборок перемещаются в обмывочные гнезда для обмывки от натрия паром и водой, после чего ТВС транспортируются к БВ с водой. Загрузка свежих ТВС производится в обратной последовательности. Полный цикл перегрузки одного гнезда активной зоны ядерного реактора занимает около 50 мин.
Меры ядерной и радиационной безопасности при перегрузке ЯТ. При перегрузке, транспортировке и хранении ядерного топлива должна быть обеспечена ядерная и радиационная безопасность, которая состоит в исключении образования критической массы ядерного топлива, в исключении повреждения и разрушения ТВС и твэлов, в обеспечении защиты персонала от облучения во время проведения транспортнотехнологических операций с ТВС. Порядок транспортировки и хранения свежего и выгоревшего ядерного топлива определяется соответствующими инструкциями и правилами.
Подкритичность ядерного реактора или постоянный уровень его мощности при перегрузке должны обеспечиваться соответствующим положением органов регулирования, а также соответствующим порядком извлечения и загрузки ТВС и сборок СУЗ.
В процессе перегрузки ядерного топлива должны непрерывно контролироваться плотность потока нейтронов, скорость изменения плотности нейтронного потока и излучение. Операции по перегрузке ЯТ должны немедленно прекращаться, если значения этих величин превышают допустимые, и персонал должен действовать в строгом соответствии с требованиями технологических регламентов по эксплуатации энергоблока АЭС.
Транспортно-технологическое оборудование, применяемое для производства перегрузочных работ, должно быть высоконадежным и полностью исключать возможность создания аварийных ситуаций, связанных с повреждением оболочек твэлов или падением ТВС в ядерный реактор или бассейны выдержки и перегрузки, что может вызвать выход радиоактивных продуктов или неуправляемую цепную реакцию.
БВ (шахты) и бассейны перегрузки перед началом перегрузки должны иметь запас теплоносителя, определенный проектом ЭБ. Требования к качеству теплоносителя устанавливаются в технологических регламентах по эксплуатации энергоблока АЭС.
Порядок технологических процессов перегрузки активной зоны определяется программой, рабочим графиком и картограммами перегрузки, составленными по результатам прошедшей кампании, соответствующих нейтронно-физических и теплофизических расчетов и анализа герметичности оболочек твэлов и утвержденными ГИС. Запрещается устанавливать ТВС в те места, которые не предусмотрены для неутвержденной ГИС программой работ и картограммой загрузки.
Каждая отдельная транспортно-технологическая операция, связанная с перемещением ТВС (свежих и отработавших), а также предметов, являющихся источниками высоких и средних радиоактивных излучений и загрязнений, должна регистрироваться в порядке, установленном на АЭС, с указанием их местонахождения. Принятые меры безопасности определяются местными инструкциями и программами.
Все выгруженные из активной зоны ТВС должны размещаться в предназначенных для них проектом местах. При извлечении ТВС из ядерного реактора, БВ и других мест должны приниматься меры, исключающие попадание радиоактивного теплоносителя на поверхности оборудования и помещений.
Для обеспечения нормального состояния выгоревших ТВС в процессе перегрузки и в хранилищах должно производиться их охлаждение, чтобы не допустить перегрева и разрушения оболочек твэлов. Толщина стенки перегрузочного и транспортного контейнеров, уровень теплоносителя в бассейнах должны обеспечивать необходимую биологическую защиту.
Подкритическое состояние при транспортировке и хранении свежего и выгоревшего ядерного топлива должно обеспечиваться соответствующей геометрией размещения ТВС в бассейнах выдержки и перегрузки, транспортных чехлах, контейнерах.
На энергоблока с ВВЭР для обеспечения допустимой радиационной обстановки в центральном зале во время перегрузки должна проводиться непрерывная очистка воды первого контура от радиоактивных загрязнений и даже практикуется разовая замена воды в первом контуре. Во время перегрузки ТВС в ядерный реактор и бассейн перегрузки должна подаваться вода с раствором борной кислоты высокой концентрации, исключающей возможность возникновения цепной реакции. ТВС в чехлах и стеллажах бассейнов выдержки и перегрузки должны размещаться по треугольной решетке с шагом, который обеспечивает даже для свежих ТВС эффективный коэффициент размножения нейтронов в такой решетке, залитой водой, меньший 0,05 при температуре 293 К.
В ЯР на БН с жидкометаллическим теплоносителем должны применяться дополнительные меры по обеспечению герметичности устройств систем перегрузки для предотвращения взаимодействия жидкого металла с влагой воздуха. Для этого используются шлюзовые камеры, газовые инертные подушки и т.п.
Безопасность работ при транспортировке, перегрузке и хранению ТВС обеспечивается высокой профессиональной квалификацией, ответственностью и дисциплиной персонала.



 
« Шинопроводы в электрических сетях промышленных предприятий   Эксплуатация водохранилищ-охладителей электростанций »
Карта сайта + все метки | Контакты
© Электроэнергетика При перепечатке и цитировании активная гиперссылка на сайт обязательна.