Спосіб відновлення ресурсних характеристик паливних комірок активної зони уран-графітового канального енергетичного реактора

 

Заявляється винахід відноситься до галузі атомної енергетики, а саме до способів усунення деформації та відновлення геометричних параметрів графітової кладки канального енергетичного реактора, може бути використано при проведенні робіт, спрямованих на відновлення ресурсних характеристик активної зони канального реактора.

В процесі експлуатації ядерної уран-графітового реактора в результаті циклічних радіаційно-термічних впливів його ресурсні характеристики змінюються, відбувається об'ємне радіаційне розширення і усадка графітових блоків (ГБ), з часом знижується пластичність графіту. З кількістю пусків - зупинень реактора, при розігріві-расхолаживании динамічні процеси в кладці посилюються, що призводить до виникнення додаткових напруг в графітових блоках, зростання концентрації напруг на зовнішніх поверхнях, розтріскування блоків і зміщення графітових колон (ЦК) активної зони реактора. Зазначене може призвести до скорочення ресурсу активної зони реактора і дострокового виведення його з експлуатації. У рівні техніки виявлені патенти РФ №2029997, 20027234, 22035071, що відносяться до ремонту графітової кладки. В стадії розшир�в ГБ під установку технологічних каналів (ТК), була вирішена шляхом калібрування - розсвердлювання ЦК (далі - колон) по висоті, з метою встановлення оптимального значення технологічного зазору між ТК і ЦК, патенти РФ №№2022725, 2187417.

Найбільш близьким аналогом винаходу є Спосіб ремонту графітових блоків колон канального ядерного реактора» за патентом РФ №2083003. Спосіб полягає в тому, що в колони вводять штангу з різальним інструментом і виконують розточування графітових блоків, причому розточування виконують у вигляді канавки конусоподібної форми, по периметру стиків суміжних блоків, при цьому розточують ті блоки, які мають зменшення діаметра каналу в місцях випереджаючого зростання усадки - торцях блоків. Потім виконують стандартні операції по калібруванню паливних комірок. Даний спосіб забезпечує усунення наслідків процесу об'ємного розширення ГБ по всій висоті ЦК, що стало одним з факторів, який забезпечив підвищення ресурсу графітової кладки. Спосіб усуває проблему потовщення блоків в місцях їх стикування між собою, і забезпечує, після розточування та калібрування, відновлення необхідного внутрішнього посадкового діаметра блоків колони, що на кілька років дало можливість проектного размещени�являється неможливість відновлення ресурсних характеристик паливних комірок активної зони канального реактора за межами продовженого терміну служби. Якщо за результатами контролю встановлена деформація ЦК у вигляді прогину, викликана масовим зміщенням графітових блоків в кладці, і її значення перевищує дозволену 50 мм, експлуатація реактора неприпустима за умовами безпеки.

Метою винаходу є відновлення ресурсних характеристик паливних комірок активної зони канального реактора по досягненню нормативного прогину, тобто не перевищує дозволеного значення 50 мм, а також забезпечення гарантованої безпеки експлуатації паливних комірок і продовження терміну служби енергоблоку.

Сутність цього винаходу полягає в тому, що в способі відновлення ресурсних характеристик паливних комірок активної зони уран-графітового канального енергетичного реактора шляхом коригування геометричних розмірів графітових блоків запропоновано, в кожному технологічному каналі, після вилучення тепловиділяючої збірки визначати величину і напрямок прогину графітової колони, отриманий результат порівнювати з нормативним значенням і виділяти локальні зони графітових колон з однаковим напрямком прогину, потім вести роботи кожної з виділених зон окремо, отримувати частину технологическ�шу разрезку графітових блоків середньої частини колон, з шириною різу 10÷15 мм в напрямку, перпендикулярному прогину колони, потім в технологічний канал обраної локальної зони встановлювати тросове пристрій-натягувач, за допомогою якого створювати силовий вплив на прилеглі до нього графітові колони в напрямку, протилежному прогину, а з допомогою датчиків, розміщених в технологічних каналах, контролювати процес зменшення прогину і при досягненні нормативного значення величини прогину силовий вплив припиняти і виконувати калібрування осередків графітових колон до потрібних розмірів.

В порядку обґрунтування суттєвості відмінних ознак формули винаходу наводимо наступне. В результаті формування локальних зон графітових колон кладки з однаковим напрямком прогину, розподілених по реактору, вдається виконати роботи по відновленню прогину колон до припустимої величини, тобто відновити ресурсні характеристики активної зони реактора. Виконання різів графітових блоків і використання натягування тросів для створення силового впливу на графітові колони в напрямку, протилежному прогину, призводить до утворення розвантажувальних зон і дозволяє добитися н�їна реза 10÷15 мм. При виконанні вказаної ширини різу в напрямку, перпендикулярному прогину колон, вдається забезпечити формування розвантажувальних зон. Ефект силового впливу натяжителя на групу суміжних колон дозволяє значно знизити трудовитрати порівняно з варіантом робіт: одна розрізання - зниження прогину однієї колони.

Запропоноване винахід пояснюється графічним матеріалом, представленим на фіг.1÷9, де на фіг.1 зображена конструкція паливної комірки реактора, з встановленим у ній технологічним каналом; на фіг.2 - фрагмент викривлених колон графітової кладки в розрізі; на фіг.3 зображена схема прогину колон графітової кладки; на фіг.4 - графітовий блок з тріщиною; на фіг.5 - графітовий блок після розрізання; на фіг.6 - графітовий блок після виконання силового впливу; на фіг.7 - схема розташування на плато реактора локальних робочих зон; на фіг.8 - таблиця параметрів осередків на прикладі локальної робочої зони А (фіг.7); на фіг.9 показано пристрій натяжителя. Конструкція паливної комірки реактора (фіг.1) містить тракт 1, з яким з'єднана верхня частина технологічного каналу 5, захисну плиту 2, графітові блоки 3, опорну плиту 4. Технологічний канал 5 розміщений внутриеля. На вигляді А фіг.1 показана частина ТК у збільшеному масштабі. На фіг.2 зображено фрагмент графітової кладки, що включає графітові колони 8, 13 (в розрізі), 11 (без розрізу) з ТК 5 і прогином, що перевищує нормативне значення (50 мм) за результатами вимірювань. Для зменшення величини прогину в ТК 5 колони 13 встановлено натягувач 12. Графітові блоки колони 11 призначені для розрізання у цілях відновлення геометричних розмірів графітових блоків і створення вільних обсягів для випрямлення графітових колон. Колона 8 використовується для контролю ефективності силового впливу (зменшення прогину) за допомогою встановленої у ТК 5 штанги 9 з датчиком 10. Напрямок додатка силового впливу на колону 11 показано силовими лініями 14. На фіг.3 зображена схема прогину, де: 15 - вертикальна вісь паливної комірки, 16 - прогин колони до силового впливу, 17 - прогин колони після виконання силового впливу натягувачем. На фіг.4 зображено в плані графітовий блок 3 з тріщиною, виявленої в результаті огляду клітинки, і показано напрямок прогину колони 18. На фіг.5 зображено графітовий блок 3 після виконання різу 19 шириною 10÷15 мм і показано напрямок додатка силового впливу 14. На ф�а фіг.7 представлена картограма плато реактора із зазначенням локальних зон проведення робіт А÷К. Кожна зона характеризується однаковим напрямком прогину колон і відповідним місцем розташування на плато реактора. На фіг.8 (як приклад реалізації заявляється способу) представлена таблиця параметрів локальної зони А, де у стовпці 1 наведено номери осередків цієї локальної зони. В стовпчиках 2 і 3 проставлені виміряні значення величин прогину та напрямки прогину (початковий стан осередків). У графі 4 зазначено призначення осередків у процесі виконання відновлювальних робіт: Н - клітинка, в яку буде встановлений натягувач, Р - осередок, до якої буде здійснюватися розрізання графітових блоків, До - клітинка, в яку буде встановлений датчик контролю зміни прогину в процесі роботи з натягувачем. У графі 5 наведені значення величин прогинів колон осередків зони А після виконання відновних робіт. На фіг.9 представлено пристрій тросового натяжителя. Натягувач складається з верхньої опори 21 для установки натяжителя на паливну клітинку, гідравлічного домкрата 24, в якому закріплений верхній кінець троса 22, розташований всередині силових елементів 23. Елементи 23 виконані у вигляді порожнистих циліндрів. Кінець троса 22 закріплений в нижній опорі натяжителя 25.

Роботи по восстановлет тепловиділяючі збірки (ТВЗ) з осередків різних зон реактора. Результати вимірювального контролю оформляють у вигляді таблиці (фіг.8), проводять аналіз стану графітових колон, формують локальні зони проведення робіт А÷До (фіг.7). В комірку графітової колони 8 фіг.2, призначену для контролю, встановлюють стійку 9 з датчиком 10. З комірки графітової колони 11, призначеної для розрізання колони, витягують ТК 5 і виробляють разрезку графітових блоків 3. В комірку графітової колони 13, призначену для силового впливу, встановлюють натягувач 12. Виробляють силовий вплив на 14 графітові колони 8, 11, 13 і виконують контроль зміни прогину колони 8. При досягненні нормативного значення прогину 17 (фіг.3) силовий вплив 14 припиняють, витягують натягувач 12 і штангу 9 з датчиком 10. Потім проводять контрольні виміри величини прогину в комірках графітових колон 11, 13. Проводять калібрування осередку графітової колони 11 і встановлюють ТК 5. Аналогічні роботи послідовно виконують на інших комірках локальної зони А. Після завершення робіт в осередках зони А, по черзі приступають до робіт на локальних зонах Б÷К.

Використання пропонованого винаходу дозволить скоротити обсяг і терміни виконання робіт по відновленню ресурсних �використання винаходу складе близько двох мільярдів рублів.

Спосіб відновлення ресурсних характеристик паливних комірок активної зони уран-графітового канального енергетичного реактора шляхом коригування геометричних розмірів графітових блоків, що відрізняється тим, що в кожному технологічному каналі після вилучення тепловиділяючої збірки визначають величину і напрямок прогину графітової колони, отриманий результат порівнюють з нормативним значенням і виділяють локальні зони графітових колон з однаковим напрямком прогину, потім ведуть роботи у кожній з обраних зон окремо, витягують частина технологічних каналів з комірок графітових колон, прогинання яких перевищує нормативне значення, і виробляють поздовжню разрезку графітових блоків середньої частини колон з шириною різу 10÷15 мм в напрямку, перпендикулярному прогину колони, потім в технологічний канал обраної локальної зони встановлюють тросове пристрій-натягувач, за допомогою якого створюють силове вплив на прилеглі до нього графітові колони в напрямку, протилежному прогину, а з допомогою датчиків, розміщених в технологічних каналах, контролюють процес зменшення прогину і при досягненні нормативного значення величи�рів.



 

Схожі патенти:

Віброізолюючий компенсатор трубопроводу аварійної системи розхолоджування ядерного реактора підводного човна

Винахід відноситься до енергетичного устаткування підводних човнів. Віброізолюючий компенсатор трубопроводу аварійної системи розхолоджування ядерного реактора складається з 1 і трубопроводів 3, фланців 2 і 4, корпусу корабля 5, внутрішнього компенсатора 6, внутрішньої порожнини 8, зовнішніх компенсаторів 7, зовнішніх порожнин 9, додаткових трубопроводів 10, додаткових забортних теплообмінників 11, пневмоакумулятори 12. Між трубопроводом і корпусом встановлені два фланця. Між фланцями закріплені кілька розташованих один в іншому компенсаторів. Зовнішні порожнини, утворені зовнішніми компенсаторами і фланцями, заповнені середовищем під тиском. Технічний результат - підвищення ефективності віброізоляції трубопроводу. 2 з.п. ф-ли, 1 іл.

Ядерний реактор на швидких нейтронах

Винахід відноситься до ядерної техніки, а саме до конструкції відбивачів нейтронів швидких ядерних реакторів. В ядерному реакторі активна зона оточена свинцевим відбивачем нейтронів. В прилеглій частині до активної зоні відбивача знаходиться свинець, в якому понад 90% ізотопу 208Pb, а в периферійній частині - матеріал-сповільнювач нейтронів з малим атомним вагою в аморфному стані при кріогенної температурі. Технічний результат - виняток розгону реактора при скачках реактивності, помітно перевищують за величиною частку запізнілих нейтронів. При цьому в одному окремому випадку корпус реактора виконують із слабо поглинає нейтрони полікристалічного матеріалу, наприклад, сплаву Mo-Zr і вбудовують в склад відбивача нейтронів. В іншому окремому випадку між корпусом і периферійною частиною відбивача з матеріалом-сповільнювачем нейтронів з малим атомним вагою розміщують полікристалічний матеріал з великим атомним вагою, наприклад, свинець-з вмістом ізотопу 208Pb понад 90%. 2 з.п. ф-ли, 2 іл.

Активна зона реактора на швидких нейтронах з свинцевим теплоносієм, твел і тепловиділяючу збірка для її створення

Активна зона реактора, твел і тепловиділяючу збірка для її створення призначені для використання в реакторах на швидких нейтронах з нитридним паливом і жидкометаллическим теплоносієм, переважно у вигляді розплавленого свинцю та його сплавів. Активна зона містить три частини - центральну, проміжну і периферійну, які сформовані тепловиділяючими збірками з твелами з різною висотою паливного стовпа в твелах центральної, проміжної та периферійної частин при однаковій оболонці. Радіальний розподіл палива по об'єму активної зони характеризується в поздовжньому перерізі ступінчастою формою. Радіус центральної частини активної зони становить від 0,4 до 0,5 ефективного радіуса активної зони, а висота паливного стовпа в твелах ТВЗ центральній частині становить від 0,5 до 0,8 від висоти паливного стовпа у твелах, розміщених в ТВС периферійній частині активної зони. Технічний результат - спрощення конструкції активної зони з негативним пустотних ефектом реактивності та ефективне вирівнювання енерговиділення за її радіусу. 3 н. і 1 з.п. ф-ли, 2 іл.

Модульний реактор, що перетворює відходи поділу ядерних матеріалів

Винахід відноситься до ядерних модульним реакторів, що перетворює відходи поділу ядерних матеріалів. Реактор безперервно виробляє корисну енергію, одночасно перетворюючи U-238 і/або інші відтворюють матеріали діляться нукліди. Реактор має високий ступінь однорідну саморегулюючу активну зону зі строком служби, складовим десятиліття, і не вимагає використання механізмів регулювання реактивності всередині активної зони в процесі роботи для забезпечення необхідної безпеки. В одному з варіантів використовується високотемпературний гелієвий теплоносій, вихідна двухсегментная кругова активна зона в критичному стані, карбідних паливо, система збору газоподібних продуктів ділення, керамічна оболонка і керамічні внутрішні компоненти. Технічний результат - економічна вироблення енергії на кількох поколіннях активної зони реактора з додаванням лише мінімальних кількостей відтворює матеріалу для кожного покоління. 16 з.п. ф-ли, 12 іл.

Ядерна установка і спосіб її експлуатації

Винахід відноситься до ядерної енергетики зокрема до енергетичних реакторів типу PWR. Енергетична реакторна установка має два замінних горизонтально розташованих ядерних реактора з переміщуваним відбивачем. Один реактор при експлуатації є робочим, або віддаляється, або знаходиться в готовності до експлуатації. Реактори по черзі підключаються до контуру циркуляції. Активна зона кожного реактора розміщується в корпусі по всій його довжині. Переміщуваний відбивач нейтронів охоплює корпус робочого реактора для забезпечення реакції поділу в області энерговиработки його активної зони і значно коротше активної зони. У робочому реакторі при експлуатації відновлення запасу реактивності, втрачається в процесі вигоряння палива на ділянці энерговиработки активної зони, забезпечується переміщенням відбивача на примикає ділянка активної зони зі «свіжим» паливом і залученням «свіжого» палива в процес розподілу. Передача тепла здійснюється прокачування теплоносія через активну зону в корпусі працюючого реактора. Технічний результат - неперервна на багато років експлуатація установки без перевантажень. 2 н. і 2 з.п. ф-ли, 3 іл., 1 табл.

Управління ядерним реактором і його моделювання

Винахід відноситься до ядерних реакторів на біжучому хвилі. Спосіб визначення матеріалів активної зони включає визначення кількостей основних діляться і кількостей замісних матеріалів, визначення мікроскопічного перерізу поглинання основних матеріалів і матеріалів-сусідів, апроксимацію мікроскопічного перерізу поглинання функцією спектру потоку нейтронів і, додатково, інтегралом функції мікроскопічного перерізу абсорбції, зваженого по спектру потоку нейтронів. Технічний результат - можливість моделювання оптимального матеріального складу активної зони реактора на біжучому хвилі. 2 н. і 29 з.п. ф-ли, 22 іл.

Спосіб виробництва шестигранних труб-заготовок розміром

Винахід відноситься до металургійного і трубопрокатному виробництвам. Відливають зливків ЕШП розміром 485×1600±25 мм і обточують у злитки-заготовки розміром 470×1600±25 мм Свердлять наскрізний отвір діаметром 100±5 мм Нагрівають злитки-заготовки до температури 1120-1140°C і прошивають в стані поперечно-гвинтової прокатки в гільзи розміром 480×вн.315×2500 мм. Гільзи прокочують у передельние гарячодеформовані труби-заготовки розміром 337×28×8000 мм в калібрі 340 мм на дорнах 282/286 мм з витяжкою µn=3,79, обтисненням по діаметру Δ=29,8% і подачами гільз в осередок деформації m=16-18 мм Труби-заготовки правлять з використанням температури прокатного нагріву і ріжуть на дві труби-заготовки розміром 337×28×4000 мм. Труби-заготовки розточують і обточують. Перекатку труб-заготовок на станах ХПТ 450 і ХПТ 250 ведуть за маршрутами: 325×12×4000---273×8×6680---219×4×16100 мм. Труби ріжуть і прокочують на стані ХПТ 250 в труби-заготовки розміром 194×2,5×14100 мм. З одного з кінців труб-заготовок свердлять отвір під шворінь тягне ланцюга. Труби-заготовки профілюють в шестигранні труби розміром «під ключ» 175±0,4×2,5+0,3/-0,2×14100 мм. Забезпечується зниження витратного коефіцієнта металу.

Спосіб забезпечення гарантованої підкритичності активної зони швидкого реактора в умовах невизначеності її нейтронно-фізичних характеристик

Заявлений винахід відноситься до способу забезпечення підкритичності активної зони реактора в умовах невизначеності. В заявленому способі передбачено проведення фізичних вимірювань підкритичності активної зони після складання активної зони і порівняння отриманих характеристик з проектними значеннями, після чого за наявності розбіжності значень отриманих характеристик з проектними значеннями в реакторі на рівні паливної частині активної зони встановлюють підгінні стрижні реактивності. При цьому збагачення підгінних стрижнів реактивності за изотопу бора-10 вибирають більшим, ніж збагачення за изотопу бора-10 компенсуючих стрижнів активної зони. Технічним результатом є оптимізація умов роботи поглинаючих елементів компенсуючої групи стрижнів, в тому числі виключення необхідності збільшення їх ходу і спрощення технології контролю при виготовленні, а також спрощення алгоритму безпечного керування реактором. 4 з.п. ф-ли, 1 іл.

Реактор на швидких нейтронах і блок відбивача нейтронів реактора на швидких нейтронах

Винахід відноситься до галузі ядерної енергетики, а саме до конструкцій виймальних блоків відбивачів нейтронів для реакторів на швидких нейтронах з важким жидкометаллическим теплоносієм. Реактор на швидких нейтронах містить активну зону, що складається з тепловиділяючих елементів, охолоджуваних важким жидкометаллическим теплоносієм, блоки відбивача нейтронів, розташованих навколо активної зони. Блоки включають сталевий корпус, в бічних стінках якого вище верхньої межі активної зони виконано щонайменше один вхідний отвір для відведення частини потоку теплоносія з межблочного простору всередину корпусу щонайменше одну вертикальну трубку, встановлену в корпусі, з якої відведений потік теплоносія, проходячи через верхню та нижню межу активної зони, надходить в його нижню частину. На зовнішній стороні корпусу вище вхідного отвору встановлено дросельний пристрій для створення гідравлічного опору потоку теплоносія в межблочном просторі. Технічний результат - підвищення безпеки роботи реактора на швидких нейтронах, підвищення ККД реактора на швидких нейтронах, зниження теплообмінної поверхні в па

Спосіб наповнення водою основного контуру ядерного реактора і з'єднувальний пристрій для впровадження зазначеного способу

Винахід відноситься до наповнення водою головного контуру (1) і видалення повітря з головного контуру ядерного реактора з водяним охолодженням. Спосіб включає в себе етап розміщення пристрою (30) для з'єднання та рідинної ізоляції, яке з'єднане з гарячою гілкою (3) кожній петлі охолодженні (11, 12) головного контуру таким чином, щоб, по суті, ізолювати від внутрішньої сторони бака вузол гарячих гілок. Спосіб також включає в себе етап нагнітання води через контур (50) нагнітання, щонайменше, на одній гарячої гілки (3) до тих пір, поки кожна петля охолодження не буде наповнена водою з видаленням повітря з парогенератора (6), і до тих пір, поки рівень (20) води в баку не буде вище бокових отворів (21) бака, які відповідають петель (11, 12), після чого з'єднувальний пристрій (30) одержуються з бака. Винахід відноситься також до сполучного пристрою (30), містить телескопічні з'єднувальні елементи (321). Технічний результат - запобігання утворення повітряних пробок. 2 н. і 16 з.п. ф-ли, 6 іл.
Up!