Защита корпуса реактора

ЗАЩИТА КОРПУСА РЕАКТОРА [c.66]

В соответствии с заданием для защиты корпуса реактора следует использовать нержавеющую сталь и воду. Толщина экрана Г = 35 см. [c.303]

Для снижения радиационного тепловыделения и радиационных нарушений в корпусе реактора предусматривают внутри-корпусную защиту. Таким образом, эта защита выполняет функции тепловой и противорадиационной защиты корпуса [44]. Она обеспечивает снижение радиационного энерговыделения в корпусе реактора до уровней, удовлетворяющих требованиям безопасности эксплуатации в условиях термических напряжений, и ограничивает потоки нейтронов, падающих на корпус, до величин, соответствующих допустимому накоплению радиационных нарушений за время срока службы корпуса. Кроме того, внутри-корпусная защита должна в максимально возможной степени снижать выход захватного у-излучения из своих элементов и корпуса реактора, которые довольно часто вносят основной вклад в мощность дозы излучения за биологической защитой реактора, [c.66]

Для строгого решения задач проектирования корпуса реактора и его защиты необходимы кривые энергетической зависимости радиационной эффективности нейтронов в абсолютных единицах по отношению к изменению конкретных физико-механических свойств материала. Эти кривые, например, по отношению к изменению температуры хладноломкости при различных температурах облучения [50], изменению ползучести [51], те- [c.71]

Тепловая защита и корпус реактора [c.82]

Используя информацию по физическим характеристикам выбранной защиты, рассчитаем плотность потоков нейтронов и у-квантов на внутренней поверхности боковых стенок корпуса реактора. Для этого воспользуемся формулой для цилиндрического источника (6.68) [c.304]

Произведем анализ защиты по направлению III, составляющему угол 30° с направлением /. Как видно из рис, 1.1, это ослабленное направление по сравнению со смежными, поскольку здесь массивный корпус реактора ослаблен патрубком. [c.315]

Ослабленным местом в защите можно считать кольцевой зазор между боковой стенкой корпуса реактора и поверхностью бака защиты. Зазор имеет ширину 6 = 5 см, внутренний радиус кольцевого зазора г=100 см. [c.327]

Верхняя часть корпуса реактора закрыта бетонной защитой 12, в которой расположены поворотные пробки 11 с механизмами 15 перегрузки сборок и механизмами 14 СУЗ. Поворотные пробки расположены эксцентрично оси активной зоны, что обеспечивает наведение механизма 15 перегрузки на любую сборку. Перегрузка производится при [c.346]

Система позволяет контролировать корпус реактора с внутренней стороны без присутствия обслуживающего персонала в радиоактивной зоне в течение длительного времени. Система полностью автоматизирована. Ранее в большинстве случаев при проведении контроля с внешней стороны корпуса необходимо было снять радиационную защиту без бетона толщиной 35,5 см. При внутреннем осмотре с помощью дистанционного телевидения или оптических установок сливали дорогостоящую борированную воду из реактора. Наружный осмотр проводили более 100 человек, при этом каждый работал по 5 ч в смену. [c.339]

Совершенно не очевидно, что многоступенчатая система защиты сможет предотвратить выброс пара или водорода при частичном расплавлении активней зоны. При расплавлении зоны из двуокиси урана температура может быть настолько высокой, что расплавится днище корпуса реактора, будет прорвана бетонная конструкция защитной оболочки и расплавленные радиоактивные материалы попадут в грунт. [c.187]

Корпус реактора представляет собой сварной цилиндрический бак с толщиной стенки 30 мм с эллиптическим днищем и конической верхней частью с толщиной стенки 55 мм. Реактор расположен в железобетонной щахте. В корпусе реактора размещаются активная зона, баковая нейтронная защита, меха- [c.190]

J — корпус реактора 2 — большая поворотная пробка 3 —малая поворотная пробка 4 — центральная колонна с механизмами СУЗ 5—механизм передачи сборок 5 — перегрузочный бокс 7 —элеватор загруз-ки-выгрузки 8 — верхняя неподвижная защита 9 — механизм перегрузки /( —Активная зона // —опора реактора 12 — боковая защита (железорудный концентрат) /3 — бетонная защита [c.81]

Верхняя часть корпуса модуля, содержащая парогенератор, изготовлена как отдельный конструкционный элемент, который закреплен в бассейне шахты реактора и не перемещается во время перегрузки топлива. Нижняя часть корпуса может опускаться и перемещаться в положение, необходимое для перегрузки топлива, благодаря специальной конструкции технологической платформы. Между нижней и верхней частями корпуса модуля имеется уплотнение. Каждый модуль может быть отключен без останова других. Термическая защита корпуса модуля выполнена из нескольких слоев тонкой нержавеющей стали, между которыми находится вода. [c.104]

Третий и четвертый блоки Ново-Воронежской АЭС имеют мощность по 440 МВт каждый (рис. 1.3). Размеры активной зоны реактора - диаметр 2880 мм и высота 2500 мм. Цилиндрический корпус реактора имеет сферическую крышку и полуэллиптическое днище. Толщина стенки с антикоррозионной наплавкой в гладкой части равна 148 мм, в зоне патрубков -208 мм. Общая высота корпуса с системой привода и управления защитой - 21 ООО мм. Теплоноситель через нижний пояс патрубков и зазор между корпусами реактора и шахты поступает в нижнюю часть, потом через систему отверстий в шахте - в активную зону. Входная и выходная зоны теплоносителя в корпусе разделены специальным уплотняющим поясом. Переход от плоских крышек к сферическим позволил резко (более чем в 2 раза) сократить их толщину. В основном разъеме реактора наряду с уплотнением через прокладки применено резервное торовое тонкостенное уплотнение. [c.14]

Трубопроводы и другое оборудование реакторной установки также изготовляются из нержавеющей стали 18-9. Ею же производится плакировка внутренней поверхности корпуса реактора и барабанов-сепараторов из нее же изготовляются трубы парогенераторов, насосы и т. д. Следовательно, сталь 18-8 и 18-9 является основным конструкционным материалом современного энергетического реактора с водяным охлаждением. Мелкие детали — всевозможные пружины, защелки, клапаны, а также регистрирующие стержни и стержни аварийной защиты изготовляются из специальных сталей. [c.299]

Требование радиационной стойкости материалов для теплообменных аппаратов принимается во внимание лишь при расположении аппарата в корпусе реактора или в пределах его защиты. [c.281]

Корпус реактора цилиндрический, сварной, диаметром 1340 х 20 мм, высотой 4365 мм. Газойль подводится по четырем нижним патрубкам, отводится через четыре верхних патрубка диаметром 150 мм. Горючим служит уран-алюминие-вый сплав. Загрузка реактора составляет 22,5 кг урана-235 при обогащении 36%. Оболочки ТВЭЛ выполнены из алюминиевого сплава Д-20 с пониженным содержанием меди. Система управления и защиты включает 32 стержня из бористой стали. В нормальных условиях эксплуатации при режиме автоматического регулирования достаточно использования двух стержней. При работе на полной мощности длительность кампании реактора около двух лет. [c.161]

I — выход теплоносителя 2 — биологическая защита 3 — корпус реактора 4 — активная зона 5 — вход теплоносителя 6 — защита 7 — стержни аварийной защиты 8 — регулирующие стержни 9 — выход замедлителя [c.166]

Система регулирования мощности реактора состоит из четырех стержней, расположенных в радиальном отражателе, и нижнего подвижного отражателя. Один из стержней, состоящий из бериллия и окиси бериллия в оболочке из нержавеющей стали, используется для автоматического регулирования, его эффективность составляет 0,2%. Ручное регулирование осуществляется другим стержнем эффективностью 0,4%, который содержит рассеивающую секцию из бериллия и окиси бериллия и поглощающую секцию из борсодержащего сплава. Остальные два стержня эффективностью 0,4% и торцевой отражатель используются для аварийной защиты. Торцевой отражатель используется также для компенсации температурного эффекта. Механизмы привода органов регулирования и защиты расположены снизу, под корпусом реактора, и приводятся в действие с помощью гидравлической системы, кроме стержня/автоматического регулирования, который перемещается сервоприводом с электрическим питанием. [c.222]

Общая конструктивная особенность реакторов подводных лодок США и Англии — вертикальное расположение активных зон и стержней системы управления и защиты. Корпуса реакторов изготовляют из Низколегированной углеродистой стали и плакируют изнутри нержавеющей сталью (в США — сталью марки 304). Из нержавеющей стали изготовляют также оборудование и трубопроводь , соприкасающиеся с теплоносителем первого контура. [c.205]

Энерговыделение во внутрикорпусной защите, корпусе реактора, а также в слоях защиты обусловлено различными процессами поглощением у-излучения (первичного и вторичного), передачей кинетической энергии нейтронов в процессе их замедления и поглощением заряженных частиц, образовавшихся в результате нейтронных реакций. В соответствии с этим полную величину радиационного энерговыделения можно представить в виде суммы [c.67]

Оценим защиту направления /// по у-кваптам. В пределах корпуса реактора число пробегов у-квантов о = 6 Мэе составляет 10,4, т. е. на 9,6 длин пробега меньше требуемых 20 пробегов. Дополнительная защита из бетона должна иметь толщину 9,6/0,0595=161 см. Это почти в 2 раза больше, чем толщина защиты по нейтронам. Толщина защиты по вертикали отличается от найденной на os 30° = 0,867, т. е. она должна быть равна 140 см. [c.315]

Корректировка защиты в направлении /. Следует оценить интенсивность потоков захватных уквантов из тепловых экранов, стали боковых стенок корпуса реактора и внутренней стенки бака защиты (суммарная толщина 19 см). [c.326]

Для определения плотности поверхностных источников у-квантов воспользуемся формулой (1.11). С ее помощью определяем плотность захватного у-излучения из стальной стенки корпуса реактора. В качестве потока пе1 троиов принимаем Фн = 6,5.10 < нейтронЦсм сек) и макроскопическое сечение поглощения нейтронов 2=0,18 см . С этими величинами мы имели. --дедощри корректировке защиты в направлении /. [c.329]

Расчет для =7—9 Мэе дает плотность потока = 1,5 10 квант/(см сек). Из расчета для направления I следует, что интён-сивность потока захватных у-квантов из корпуса и стальной стенки бака защиты в 1,5 раза больше, чем из теплового экрана. Учитывая это, мы можем считать, что суммарная плотность потока у-квантов на поверхности корпуса реактора Ф, 3-10 квант (см сек) и соответственно этому = 3 10 квантКсм сек). [c.329]

В реакторе ВВЭР-440 в качестве ядерного горючего используется слабообогащенная двуокись урана и образующийся в процессе работы плутоний. Основными конструктивными элементами реактора являются корпус, внутрикорпусные устройства, верхний блок с электромеханической системой управления и защиты реактора (СУЗ). Активная зона состоит из 349 топливных кассет, размещенных в выемной корзине. В корпусе реактора поддерживается рабочее давление теплоносителя-замедлителя, равное 125 кгс/см . [c.172]

Энергетический блок с реактором ВВЭР-440 в начальный период развития атомной энергетики был типовым для ряда отечественных и зарубежных электростанций. В этом реакторе в качестве ядерного горючего используется слабообогащенная двуокись урана-235 и образующийся в процессе работы реактора плутоний. Основными конструктивными элементами реактора ВВЭР являются корпус высокого давления, внутри-корпусные устройства, верхний блок с электромеханической системой управления и защиты реактора. Активная зона состоит из 349 топливных кассет, размещенных в выемной корзине . В корпусе реактора поддерживается рабочее давление теплоносителя — замедлителя воды, равное 125 атм. [c.164]

Сопоставление этих данных с характеристиками БН-350 позволяет сделать вывод, что БН-600 является новой ступенью в развитии реакторов с натриевым охлаждением. Он имеет большую мощность (600 МВт), и, что особенно важно, температуры натрия после реактора и промежуточного натриевого теплообменника выще. Это позволило существенно увеличить температуру перегретого пара. На рис. 8.4 представлена схема реактора БН-600, компоновка которого принята интегральной (бакового типа). Активная зона, насосы, промежуточные теплообменники и биологическая защита размещены совместно в корпусе реактора. Теплоноситель первого контура движется внутри корпуса реактора по трем-параллельным петлям, каждая из которых включает в себя два теплообменника 7 и циркуляционный центробежный насос погружного типа с двусторонним всасыванием. Насосы 3 снабжены обратными клапанами. Циркуляция натрия в каждой петле промежуточного контура осуществляется центробежным насосом погружного типа с односторонним всасыва- [c.85]

Для сравнения токов ИК при замене серпентинитового бетона обычным изучено влияние материала защиты и ее конструктивных элементов на поля нейтронов. Необходимость таких исследований обусловлена тем, что каналы ИК должны находиться в среде, замедляющей быстрые и промежуточные нейтроны, выходящие из корпуса реактора. [c.106]

Для исследования зависимости тока ИК от спектра нейтронов, падающих на защиту, проведены расчеты нейтронных полей в экспериментальном макете (см. рис. I) и полномасштабном макете, в котором стальной экран заменен железоводной защитой (ЖВЗ), соответствующей радиальному сечению защиты реактора ВВЭР-1000 от внешнего края активной зоны до внешней поверхности корпуса реактора. (Источник нейтронов — активная зона реактора ИР-50 на номинальной мощности.) На втором [c.109]

Контроль корпуса реактора в процессе эксплуатации проводят в период проведения перегрузок топлива и ППР при извлеченных вну-трнкорпусных устройствах. Для защиты от радиоактивности применяют защитный контейнер, позволяющий проводить осмотр и ремонт поверхности корпуса реактора в условиях высокой радиоактивности, обеспечивать длительное безопасное пребывание персонала внутри реактора, сократить в 18—20 раз длительность осмотра внутренней поверхности корпуса. Контейнер массой 120 т устанавливается краном реакторного зала [83]. [c.345]

В атомном машиностроении широко применяют плакирование корпусов реакторов (перлитная сталь) слоем аус-тенитной нержавеющей стали в целях защиты от коррозиш и наводорожнвания. [c.325]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...