ПОИСК Статьи Чертежи Таблицы Радиоактивные загрязнения диссоциирующего теплоносителя N2O4 в АЭС с быстрыми реакторами и вопросы его очистки из "Быстрые реакторы и теплообменные аппараты АЭС с диссоциирующим теплоносителем " Экспериментальное изучение возможного загрязнения контура АЭС радиоактивными продуктами, их химической природы, накопления и переноса радиоактивных загрязнений по контуру проводилось на специальных циркуляционных стендах и лабораторных устройствах, а также на реакторных петлевых установках. [c.60] Для измерения радиоактивности теплоносителя использовался гамма-спектрометрический анализ проб с применением дрейфового Се (С1)-детектора объемом 35 см2 и разрешением 5 Кэв по линии 662 Кэв Сз Для регистрации спектров использовали 800-канальный амплитудный анализатор импульсов ЬР-4840. [c.60] В радиоактивные загрязнения контура АЭС на быстрых нейтронах вносит свой вклад и активация элементов самого теплоносителя. Это продукты ядерных реакций (п, р) и п, а), идущих на изотопах кислорода и азота. Основным радиоактивным изотопом, влияющим на радиационную обстановку работающей станции, является короткоживущий азот-16 (Т 1/2 = 1,35 с). Вклад в радиационную обстановку вносит также и фтор-18, образованный в результате взаимодействия высокоэнергетичных протонов отдачи с кислородом-18 по реакции (р, п). Эффективный порог этой реакции 5,5 Мэв с постоянством сечения реакции до 10 Мэв. [c.64] Остальные изотопы кислорода и азота, как показали расчеты, не оказывают существенного влияния на дозо-вую нагрузку контура реактора. Вместе с тем при рассмотрении проблемы газовых выбросов необходимо учитывать наличие углерода-14, который в системе N204 может стабилизироваться в форме СО2, а также в форме радикалов СН и СЫ, которые могут служить исходным материалом для синтеза более сложных высокомолекулярных соединений. [c.64] Таким образом, появление в контуре АЭС радиоактивных продуктов коррозии конструкционных материалов и осколочной активности при работе с негерметичными либо поврежденными тепловыделяющими элементами требует принятия мер по очистке теплоносителя. [c.64] Что касается физического состояния радиоактивных загрязнений, то можно выделить в основном три системы, которые имеют место в газожидкостном цикле контура реактора 1) жидкость — твердое тело 2) газ — твердое тело 3) гомогенные системы. [c.65] В зависимости от концентрации твердой фазы, степени дисперсности и структуры твердых частиц (кристаллические, аморфные, коллоидные), а также в зависимости от специфических свойств каждой из фаз для разделения взвесей в системе жидкость — твердое тело применяется аппаратура, которая по принципу действия делится на две основные группы — отстойно-осадительную и фильтровальную. Как показал опыт очистки жидкой фазы теплоносителя на реакторной петлевой установке, с наибольщей эффективностью для этой цели могут быть использованы металлокерамические или сетчатые фильтры, позволяющие выводить из системы частицы размерами до 10 мкм. Газовая фаза теплоносителя также содержит взвешенные в ней частицы различной степени дисперсности, которые приводят к образованию отложений в высокомолекулярных участках контура. Необходимо уделить особое внимание очистке газовой фазы от возможных частиц, так как отложения на поверхностях оболочек тепловыделяющих элементов резко ухудшают их теплопередающие свойства, что вызывает местные перегревы и как следствие возможное нарушение целостности элемента. [c.65] Способы и аппаратура для очистки газов от взвесей довольно разнообразны. В зависимости от фракционного состава и концентрации частиц, а также требований к степени очистки схема установки может включать последовательную переработку газовой фазы теплоносителя различными методами. По принципу действия это могут быть аппараты осаждения твердых частиц под действием инерционных сил, аппараты фильтрования твердых частиц и их осаждения в поле электростатических сил. [c.65] Одной из серьезных проблем, стоящих перед разработчиками системы очистки, является проблема удаления из газовой фазы высокодисперсных частиц размером 5— 10 мкм и ниже. Сложность этой задачи обусловлена как окислительными свойствами теплоносителя, так и его высокой рабочей температурой, что требует дополнительных исследований для использования существующих в практике других реакторных систем методов по очистке газовых сред. [c.66] С целью изучения вопросов очистки жидких гомогенных систем от нежелательных радиоактивных и технологических примесей в ИЯЭ АН БССР разработана и создана колонна ректификации. Опыт ее эксплуатации показал, что система достаточно эффективно удаляет примеси из теплоносителя. При эксплуатации существующих установок по очистке теплоносителя, а также при выборе и разработке новых способов необходимо иметь в виду большую роль в оценке эффективности работы системы очистки методов прямого контроля состава теплоносителя по радиоактивным загрязнениям. [c.67] Необходимо отметить, что хотя вопросы, связанные с ликвидацией аварийных ситуаций и не рассматривались, однако системы постоянной и аварийной очистки теплоносителя имеют много общего и должны разрабатываться комплексно. [c.67] Одним из факторов, определяющих надежную работу проектируемого реактора, является умение достаточно точно рассчитывать температурные поля оболочек и топлива ТВЭЛОВ. Излагаемая ниже методика теплогидравлического расчета пакета тепловыделяющих элементов разработана для реакторов атомной электростанции (БРГД) мош,ностью 1000—1500 Мвт (эл.), а также для реактора опытно-промышленной установки (БРИГ), предназначенной для отработки основных технологических и конструкторских вопросов создания энергетических быстрых реакторов большой мощности на диссоциирующем теплоносителе и для проверки условий, обеспечивающих максимально возможную наработку вторичного ядерного горючего при минимальных временах удвоения. Рассматриваемая методика расчета может быть использована только для твэлов стержневого типа. Пакет тепловыделяющих элементов представляет собой шестигранную трубу, заключающую в себе пучок тепловыделяющих элементов, расположенных по треугольной решетке. Для проведения теплогидравлических расчетов пакетов твэлов необходимо предварительно определить следующие характеристики пакета [3.1]. [c.68] Здесь Фд(2) —распределение тепловыделения в относительных единицах по высоте активной зоны Ль /га — координаты низа и верха делящейся части активной зоны или зоны воспроизводства (для пакета бокового экрана). [c.69] Методику теплогидравлического расчета тепловыделяющих элементов можно разделить на следующие основные этапы расчет параметров химически реагирующего потока расчет температурных полей в кассете расчет максимальных температур теплоносителя, оболочек и топлива твэлов с учетом факторов перегрева расчет гидродинамических характеристик. [c.69] Соотношение (3.15) применимо в следующих пределах 10 Ке 5.10 0,5 Рг 10 1 / 2 б , 1. [c.74] Вернуться к основной статье