Реакторном облучении

В главное здание АЭС входят реакторное отделение и машинный зал. На двухконтурных АЭС с ВВЭР возможно разделение радиоактивного оборудования первого контура и нерадиоактивного оборудования второго. При этом реакторно-парогенераторное оборудование заключают в специальную защитную железобетонную оболочку, соединенную переходами со зданием машинного зала. Кроме реакторов в здании реакторного отделения размещают парогенераторы, ГЦН, главные запорные задвижки, компенсаторы давления и др. ( 25). Электродвигатели ГЦН, главных запорных задвижек и вспомогательных систем отделяют от основных механизмов перекрытием, являющимся биологической защитой, что облегчает доступ к ним при обслуживании и ремонте. Такое распо-

Главное здание электростанции обычно состоит и: машинного зала, котельной (с бункерным отделением при работе на твердом топливе) или реакторного отделения и деаэраторного помещения ( 12.1).

1 - основной защитный бокс реакторного отделения; 2 - помещение конденсационных установок; 3 ~ камеры сбора конденсата; 4 - соединительный канал

Будучи установленными на рабочих площадках, блоки станции, обслуживаемые бригадой из четырех человек, не нуждаются в сооружении специальных помещений; перед вводом их в действие необходимо лишь возведение земляного слоя биологической защиты вокруг реакторного отделения. Продолжительность работы реактора станции без пополнения ядерного горючего, как показали испытания, может быть доведена до 2—3 лет.

Новая компоновка главного корпуса с реактором ВВЭР-1000 с применением для реакторного отделения цилиндрической, герметичной защитной оболочки осуществлена на пятом энергоблоке НововорО'нежской АЭС. Разработан серийный проект АЭС с реакторами ВВЭР-1000 с размещением каждого энергоблока в отдельном главном корпусе, что дает возможность более четко организовать поточное строительство и ускорить ввод в действие мощностей на АЭС и одновременно повышает радиационную безопасность станции в аварийных ситуациях. По таким проектам намечено построить Запорожскую, Ростовскую, Хмельницкую, Балаков-скую и ряд других АЭС.

»Pw^ ?ГПНД: 7 ~ трубопроводный коридор; «-БРУ-К; 9 - блочный щит ,, ™ нужд. 72 — помещение приточных вентиляторов реакторного отделения; /3 — обслуживания ГЦН; 16 - электропривод ГЦН; 17 - бассейн-барботер; /«-помещение коммуникаций (НВК); 20 — раздаточные групповые коллекторы (РГК); 21 — помещение м — стальная выхлопная труба; 25 — стальная вентиляционная труба; 26- мостовой оассеяна-Оароотера; 30 — помещение вспомогательных систем реакторного отделения

/-помещение системы очистки гелия; 2 - транспортный коридор; 3 - помещение систем каналов (КЦТК)- 4 - приточные вентиляторы реакторного отделения; 5 - разгрузочно-системы охлаждения каналов СУЗ; 9-бассейн-барботер; ;0 - бассейн выдержки ТВС;

Что касается предотвращения возможности выхода радиоактивности за пределы АЭС, то и в этом отношении ВВЭР имеют определенные преимущества. Рзссмотрим три «барьера», предотвращающие выход радиоактивности. Первый барьер — оболочки тепловыделяющих элементов, изготавливэемые из коррозионно-стойких циркониевых сплавов; второй барьер — замкнутый реакторный контур; третий барьер — общая защитная оболочка реакторного цеха. У ВВЭР существуют все три барь-ерз, з у РБМК — только первый. Второй барьер практически отсутствует, поскольку из-за одноконтурное™ АЭС реакторный контур оказывается разомкнутым. Третий барьер не является единым, так как размеры реакторного отделения слишком велики— сравните 7.1 и 6.2.

Конденсаторы-барботеры представляют собой заполненные раствором борной кислоты кольцевые секторные баки с трубами, опущенными под уровень воды на 1 м. Объем под уровнем воды соединен посредством отверстий и кожуха, образующего воздушный затвор, с объемом реакторного отделения. Воздушный затвор служит для предотвращения попадания пара из объема над уровнем раствора4 бора в помещение центрального зала в послеаварийный период.

На 32.31 показан план БЩУ АЭС с блоками 1000 МВт. На щите три рабочих места: оператора реакторного отделения (РО), оператора машинного зала (МЗ) и начальника смены блока (заместителя начальника смены станции). Перед операторами РО и МЗ расположены панели пультов с клавиатурой для взаимодействия с УВС, пульты с ключами и блоками управления; позади пультов расположены цветные дисплеи. Пульты являются* основным оперативным контуром. Оперативный контур из плоских вертикальных панелей, выполненный по незамкнутому многоугольнику, имеет вспомогательное

/ — панели нспомо; iitc.ii.iioio оперативного контура реактора; 2 — то же машзала; 3 — панель генератора; 4 — панели трансформаторов СН; ? - панели системы обеспечения безопасности; б — панели самопишущих прнборои. сннчрошпации, резервные; 7 — цветные дисплеи; S- пульт оператора реакторного отделения: 9 — то vice опор.мора маппа.ча: 10 — то же начальника смены блока

Из этих данных было сделано заключение, что кажущийся эффект облучения является фокусом опыта. Это заключение частично подтвердилось наблюдениями Пиконе [16] над содержанием бора в отложениях натурального шлама при реакторном облучении в борной кислоте при высокой температуре. Наблюдалось очень низкое необратимое отложение, практически независимое от времени выдержки в реакторе в интервале от одного до трех месяцев.

В связи с тем что при реакторном облучении процессы образования дефектов и накопления гелия идут одновременно, долгое время

В данной главе рассмотрены основные закономерности развития радиационного распухания (температурная, дозная, дозно-скорост-ная зависимости радиационного распухания). Особое внимание уделено рассмотрению возможности получения экспресс-информации о проведении материала в условиях реакторного облучения из данных имитационных экспериментов (облучение на ускорителях и в высоковольтных электронных микроскопах); причин, препятствующих ускоренному воспроизводству процессов, происходящих при реакторном облучении, в имитационных экспериментах, а также методов управления скоростью процессов, происходящих в материале под воздействием облучения и последующего отжига, путем рационального легирования, термомеханической обработки и программированного изменения условий в течение облучения (выбор

ЗОН 600 900 1200 Т, "С 200 400 600 Т*С 53. Зависимость F (TJ) 54. Температур- 55. Температур-от температуры нейтронного ная зависимость рас- ная зависимость рас-облучения для молибдена пухания никеля при пухания магния (•), [3]. реакторном облучении ванадия (О), меди (х)

в качестве примеров приведены зависимости распухания никеля, магния, ванадия, меди и стали 304 от температуры облучения. Видно, что при реакторном облучении многих металлов и сплавов порообразование происходит в интервале температур 0,3—0,55 Тпл, в котором температурная зависимость распухания колоколообраз-на, с максимумом при 0,4—0,45 Тпл.

62. Температурная зависимость распухания молибдена при реакторном облучении дозой 2,5 • 1019 н/см2 (? > 0,1 МэВ) [63].

Экспериментально линейное увеличение распухания о дозой многократно наблюдалось при нейтронном облучении чистых металлов (магния, алюминия, никеля [67, 681), а также при ионном и электронном облучении сталей [69, 70]. Однако такой рост распухания — не единственный вариант экспериментально наблюдаемой дозной зависимости распухания металлов и сплавов. В большинстве случаев зависимость распухания металлов и сплавов от дозы может быть представлена в виде степенной функции: A V/V ~ (Ф( — Ф^п)"- Например, при нейтронном облучении тантала (Т > 580°С) [71 ], молибдена (430 < Т < 1380°С) [3, 62] и стали ОХ16Н15МЗБ в отожженном состоянии (Т = 525° С) [72] A V/V ~ ~ (Ф/)", а п соответственно равен: 0,3—0,4; 0,5 и 1,5. Для сталей значение показателя степени в дозной зависимости распухания зависит от состава и исходного состояния материала, сорта и энергии бомбардирующих частиц, температуры облучения и дозы. В частности, для стали 1.4988 показатель степени в дозной зависимости распухания при реакторном облучении линейно растет с температурой [99].

Крайне нежелательный, но экспериментально реализуемый вариант дозной зависимости распухания — ускорение распухания с дозой. Ускорение распухания G дозой наблюдалось в случае облучения холоднодеформированной стали 316 ионами Ni+ с энергией 5 МэВ при температуре 650д С ( 65) [81 ]. Это явление связывают с восстановлением холоднодеформированной етруктуры в процессе облучения. При реакторном облучении сталей, обработанных на твердый раствор, ускорение распухания е дозой (п > 1), по-видимому, обусловлено обеднением твердого раствора вследствие его распада 182).

При реакторном облучении сталей в определенном температурном интервале наблюдается совместное развитие гелиевых пузырьков и вакансионных пор [54]. Нами проведено исследование образцов никеля, облученных ионами Хе+ с энергией 2 МэВ при температуре 500—600° С дозой 50—150 с/а [134]. Основной особенностью структуры исследованных образцов является наличие двух систем пор: мелких и крупных. Предполагается, что в данном случае, как и при реакторном облучении, развивается пористость двух видов: преимущественно вакансионная (крупные поры) и преимущественно газовая (мелкие поры). Вакансионные поры зарождаются при определенной степени пересыщения матрицы генерируемыми вакансиями, а газовые поры — по достижении некоторой концентрации внедряемых в решетку атомов инертного газа.

93. Температурная зависимость концентрации пор в отожженной (/) и холодно-деформированной на 27% стали 316 (2) при реакторном облучении дозой 3 • 10аг н/см2 (Е > 0,1 МэВ) [169].

96. Температурная зависимость распухания стали 316 в различных исходных состояниях при реакторном облучении дозой 1,41 • 10аз н/см2 (?> >0,1 МэВ) [172]: