Что, Если Вы Решите Поплавать В Бассейне Для Отработанного Ядерного Топлива?
Итак, вы являетесь хорошим пловцом и уже не раз покоряли множество морских и пресных водоемов, ныряли, плавали, познавали удивительный подводный мир. А как вы смотрите на то, чтобы попробовать нырнуть в один из тех бассейнов, где находится отработанное ядерное топливо, которое крайне радиоактивно?
Что из себя представляет данный бассейн?
Как сможет повлиять на наше здоровье вода и ядерное топливо, если мы попадем в данный резервуар?
Сможем ли мы выжить?
Приступим.
Итак, огромный бассейн воды рассчитан для охлаждения извлеченных из активной зоны ядерного реактора тепловыделяющих элементов. При работе ядерного реактора, топливные стержни разогреваются до весьма высоких температур.
После 3-4 лет эксплуатации внутри ядерного реактора, топливный стержень считается выгоревшим и становится неэффективным. Проблема заключается в том, что после многих лет работы топлива в реакторе, топливный стержень обладает сильным радиационным излучением, там можно встретить практически все виды излучения: альфа, бета, гамма, нейтронное и другие виды излучений, и такое будет продолжаться еще в течение последующих десяти тысяч лет. Хотя это и будет являться мусором, ни одна свалка мира не примет данный вид отходов.
Итак, по какой причине, вода является превосходным местом для хранения данных видов отходов?
Вода по своей сути представляет биологический экран, который поглощает радиацию на протяжении нескольких лет (обычно 3-6 лет) исходящую от топливных стержней, а также охлаждает их. Это делает нахождение около бассейна вполне безопасным для нас. По истечении нескольких лет хранения под водой, ядерное топливо все еще выделяет тепло, но временное отсутствие охлаждения уже не представляет опасности и ядерное топливо становится достаточно безопасным для хранения в сухих хранилищах отработанного ядерного топлива или для отправки на переработку.
Но что может случиться, если человек попадет в данный бассейн? Что вы очень быстро осознаете, так это то, что вода здесь намного теплее чем в любых других бассейнах.
Данное хранилище представляет из себя огромную ванну, заполненную водой, но при этом, не являющуюся столь освежающей, как хотелось бы в жаркий летний день. В теории, температура воды в данном водоеме может нагреваться до 50°C, на практике, вода держится в диапазоне 25-35°C.
По мере разогрева воды в бассейне с отработавшим ядерным топливом возникает необходимость отвода тепла, поэтому для отвода тепла вода в бассейне постоянно циркулирует для очистки и охлаждения. Вы ведь помните, что топливные стержни после извлечения из реактора сильно раскалены, это так называемое «остаточное тепловыделение» . Без охлаждения, вода в бассейне будет интенсивно нагреваться, что приведет к испарению воды, к быстрому коррозированию и оголению топливных пеналов, а также, распространению радиационного загрязнения.
Ну если вода не испарилась, стержни не оголились, можно попробовать поплавать в этом бассейне.
Чего нам ожидать от этого плавания?
Или быть может мы хотим стать такими зелеными как Халк, получая при этом сверхспособности? Именно такие вещи мы ожидаем получить, плавая в водоеме, где храниться ядерное топливо, верно?
Однако, все не так, как вы подумали. Хотя, как забавно это не звучало, при падении и нахождении в бассейне с отработавшим ядерным топливом, с вами ничего подобного не произойдет.
Все дело в воде. Она защищает людей не только за границей бассейна. Она также представляет надежный защитный барьер в случае попадания людей внутрь бассейна.
До тех пор, пока вы находитесь в воде на расстоянии в несколько метров от топливных стержней и не подплываете к ним слишком близко, для того чтобы прикоснуться к этим топливным стержням, вы будете находиться в полной безопасности. В теории, в этом бассейне можно плавать хоть до посинения, и при этом, ваш организм не будет испытывать негативных последствий от радиации.
Несмотря на то, что данные водоемы скрывают и защищают нас от нечто опасного, они все же являются достаточно спокойными, однообразными и скучными. На самом же деле, данные водоемы способны оставаться достаточно чистыми и безопасными в сравнении с обычным общественным бассейном. Ведь в них мы не найдем микробов, ни детей, которые писают в воду.
Нахождение в таком водоеме подвергнет вас воздействию наименьшей радиации, нежели той, что вы способны получить в обыденной жизни. Проще говоря, при нахождении под водой в бассейне с ядерным топливом, вы получите меньшую дозу радиации, чем просто гуляя по улице. Ведь мы получаем радиацию на улице от солнечных лучей, от некоторых видов топлива, в точности газа или угля.
В виду всего этого, можно сделать вывод: что плавать в бассейне с отработанным ядерным топливом безопасно.
Спасибо за чтение!
Понравилась статья? Поставьте палец вверх и подпишитесь на канал чтобы поддержать его.
Источник
Приреакторные хранилища ОЯТ
Приреакторные хранилища ОЯТ ВВЭР-1000
Хранение облученного топлива ВВЭР-1000 первые 3-5 лет осуществляется в приреакторном бассейне, расположенном в центральном зале реакторного блока в непосредственной близости от реактора.
Перегрузка ОЯТ в приреакторный бассейн выдержки производится на остановленном реакторе через специальный бассейн перегрузки, который функционирует только в период остановки реактора, и перед началом плановой перегрузки бассейн перегрузки заполняется борированой водой и соединяется с бассейном хранения и реактором. Перегрузка осуществляется с использованием перегрузочной машины, которая под защитным слоем воды извлекает сборки из активной зоны реактора и передает их в хранилище. Принципиальная компоновочная схема приреакторного бассейна выдержки ОЯТ ВВЭР-1000 представлена на рисунке 2.
Общий объем приреакторного бассейна выдержки ОЯТ ВВЭР-1000 составляет 1100 м3 и разделен на 3 отсека. Первый отсек и половина второго заняты основным стеллажом для ОТВС. Кроме того, во втором отсеке размещается стеллаж для свежих сборок, куда они помещаются перед загрузкой в реактор. В третьем отсеке устанавливается запасной стеллаж для аварийной выгрузки активной зоны. При проектировании суммарная емкость бассейна выдержки принята исходя из возможности одновременного размещения в нем 2,5 активных зон реактора (три годовых перегрузки плюс аварийная выгрузка зоны)
165 т урана. Отработавшие герметичные ТВС устанавливаются в ячейки стеллажей бассейна выдержки. В стеллажах предусмотрены ячейки для установки в них герметичных пеналов с дефектными (негерметичными) ТВС. Шаг между ячейками 400 мм по равностороннему треугольнику [2].
Качество воды в бассейне определяется установленными нормами. Вели-чина рН должна быть выше 4,3, концентрация хлор- и фтор-ионов не должна превышать 100 мкг/кг, концентрация борной кислоты (при перегрузках ОЯТ ВВЭР) не менее 12 г/л. Двухступенчатая система водоочистки поддерживает прозрачность воды на уровне не менее 90% [2].
Рисунок 2. Принципиальная компоновочная схема приреакторного бассейна выдержки ОЯТ ВВЭР-1000.
1 — кран круговой электрический г/п 320+160/2+70;
2 — траверса контейнера для отработавшего топлива;
3 — штанга для контейнера; 4 — транспортный контейнер;
5 — стеллажи бассейна выдержки; 6 — перегрузочная машина.
Приреакторные хранилища ОЯТ РБМК-1000
Бассейн выдержки для ОТВС РБМК-1000 состоит из двух изолированных по воде отсеков, каждый из которых представляет собой открытую ёмкость из железобетона объёмом
750м3 с габаритными размерами (10700 х 4200 х 17520) мм, облицованную с внутренней стороны листовой нержавеющей сталью марки XI8HI0T толщиной 3 мм, а снаружи – углеродистой сталью. В каждом из отсеков имеется по 71 щели длиной 2 м, для установки в них ОТВС. Принципиальная компоновочная схема приреакторного бассейна выдержки ОЯТ РБМК-1000 представлена на рисунке 3.
Рисунок 3. Принципиальная компоновочная схема приреакторного бассейна выдержки ОЯТ РБМК-1000.
1 – реактор; 2 – разгрузочно-загрузочная машина; 3 – мостовой кран;
4 – бассейн выдержки; 5 – пеналы для хранения отработавшего топлива;
6 – вагон-контейнер ТК-8 для вывоза ОЯТ из БВ; 7 – вагон-контейнерная;
8 – загрузочная шахта; 9 – центральный зал.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Очевидно, что для дальнейшего развития атомной энергетики при отсутствии решения о переработке или окончательном удалении отработавшего ядерного топлива из сферы человеческой деятельности, необходима рациональная и эффективная инфраструктура хранения ОЯТ.
Создание АЭС с реакторами нового типа и использованием ТВС нового поколения со значительным увеличением выгорания потребует проведение дополнительных исследований, связанных с определением минимального времени выдержки в мокрых хранилищах (обеспечение безопасности при транспортировании), а также определением допустимых безопасных сроков мокрого и сухого хранения ОЯТ.
При любом возможном сценарии развития атомной энергетики в России до начала радиохимической переработки и/или захоронении ОЯТ, хранение ОЯТ будет оставаться ее обязательным и необходимым условием [1].
Источник
Бассейн выдержки реактор ввэр
Технологическая схема энергоблоков с реакторами ВВЭР440 и ВВЭР1000
Технологическая схема энергоблоков с реакторами ВВЭР440 и ВВЭР1000 имеет два контура.
Первый контур — радиоактивный. Он включает в себя реактор типа ВВЭР и циркуляционные петли охлаждения. Каждая петля содержит главный циркуляционный насос (ГЦН), парогенератор и две главные запорные задвижки (ГЗЗ). К одной из циркуляционных петель первого контура подсоединен компенсатор давления, с помощью которого в контуре поддерживается заданное давление воды, являющейся в реакторе одновременно и теплоносителем и замедлителем нейтронов. На энергоблоках с ректором ВВЭР-440 имеется по 6 циркуляционных петель, на энергоблоке с реактором ВВЭР-1000 — 4 циркуляционные петли.
Второй контур — нерадиоактивный. Он включает в себя парогенераторы, паропроводы, паровые турбины, сепараторы-пароперегреватели, питательные насосы и трубопроводы, деаэраторы и регенеративные подогреватели. Парогенератор является общим оборудованием для первого и второго контуров. В нем тепловая энергия, выработанная в реакторе, от первого контура через теплообменные трубки передается второму контуру. Насыщенный пар, вырабатываемый в парогенераторе, по паропроводу поступает на турбину, которая приводит во вращение генератор, вырабатывающий электрический ток.
В системе охлаждения конденсаторов турбин на АЭС используются башенные градирни и водохранилище-охладитель.
1—верхний блок; 2—привод СУ З( системы управления и защиты); 3—шпилька; 4—труба для загрузки образцов-свидетелей; 5—уплотнение; 6—корпус реактора; 7—блок защитных труб; 8—шахта; 9— выгородка активной зоны; 10—топливные сборки; 11—теплоизоляция реактора; 12—крышка реактора; 13—регулирующие стержни; 14—топливные стержни; 15—фиксирующие шпонки;
Реактор ВВЭР является реактором корпусного типа с водой под давлением, которая выполняет функцию теплоносителя и замедлителя.
Корпус реактора представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд высокого давления с крышкой, имеющей разъем с уплотнением и патрубки для входа и выхода теплоносителя. Внутри корпуса закрепляется шахта, являющаяся опорой для активной зоны и части внутрикорпусных устройств и служащая для организации внутренних потоков теплоносителя.
Активная зона реакторов собрана из шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС), содержащих тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) стержневого типа с сердечником из диоксида урана в виде таблеток, находящихся в оболочке из циркониевого сплава. В тепловыделяющих сборках ТВЭЛы размещены по треугольной решетке и заключены в чехол из циркониевого сплава. В свою очередь, ТВС также собраны в треугольную решетку с шагом 147 мм (ВВЭР-440) и 241 мм (ВВЭР-1000). Нижние цилиндрические части ТВС входят в отверстия опорной плиты, верхние в дистанционирующую прижимную . Сверху на активную зону устанавливается блок зашитых труб, дистанционирующий кассеты в плане и предотвращающий всплытие и вибрацию. На фланец корпуса устанавливается верхний блок с приводами СУЗ, обеспечивающий уплотнение главного разъема. Регулирование реактора осуществляется перемещаемыми регулирующими органами, и как правило, жидким поглотителем.
Теплоноситель поступает в реактор через входные патрубки корпуса, проходит вниз по кольцевому зазору между шахтой и корпусом, затем через отверстия в опорной конструкции шахты поднимается вверх по тепловыделяющим сборкам. Нагретый теплоноситель выходит из головок ТВС в межтрубное пространство блока защитных труб и через перфорированную обечайку блока и шахты отводится выходными патрубками из реактора.
В качестве ядерного топлива используется спеченный диоксид урана с начальным обогащением ураном-235 в стационарном режиме в диапазоне от 2.4 до 4.4 % (масс).
Реактор ВВЭР обладает важным свойством саморегулирования: при повышении температуры теплоносителя или мощности реактора происходит самопроизвольное снижение интенсивности цепной реакции в активной зоне, и в конечной итоге снижение мощности реактора.
Первый контур установки предназначен для отвода тепла, выделяющегося в реакторе, и передачи его во второй контур в парогенератор.
В состав первого контура входят:
Технический контроль параметров состояния оборудования и трубопроводов, управления и защиты оборудования от повреждений при нарушении в работе первого контура, а также других контуров и систем установки осуществляется системой контроля, управления и защиты.
Энергия деления ядерного топлива в активной зоне реактора тепловой мощностью 3000 МВт отводится теплоносителем с температурой 322°C . Расход воды через реактор 15800 кг/с, а рабочее давление в первом контуре 16 МПа. В парогенераторе теплоноситель отдает тепло рабочему телу и при помощи ГЦН возвращается в реактор.
Система компенсации давления теплоносителя — автономная система ядерного реактора, подключаемая к контуру теплоносителя с целью выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счет теплового расширения.
Система компенсации давления в установках с реакторами ВВЭР включает:
Давление в компенсаторе создается паровой «подушкой» за счет кипения теплоносителя, нагреваемого электронагревателями, размещенными под свободным уровнем. В переходных режимах при колебаниях средней температуры теплоносителя, связанных с изменением нагрузки или нарушениями в работе оборудования реакторной установки, в первом контуре меняется давление. При этом часть теплоносителя перетекает в контур или из контура в компенсатор давления по соединительным трубопроводам.
Ограничение отклонения давления от номинального значения достигается сжатием или расширением паровой «подушки» в верхней части компенсатора. При значительном росте давления открывают регулирующий клапан и подают воду по трубопроводу из «холодной» части контура в сопла, расположенные в верхней части компенсатора. В зависимости от параметров переходного процесса (величины и скорости изменения давления) регулирующий клапан увеличивает подачу «холодной» воды, прекращая или замедляя рост давления в первом контуре. При дальнейшем росте давления (из-за отказа системы или ее недостаточной эффективности) защита реактора от превышения давления обеспечивается срабатыванием импульсно-предохранительных устройств, из которых пар отводится в бак-барботер и конденсируется.
Система очистки теплоносителя — «совокупность устройств ядерного реактора, предназначенная для поддержания водного режима, дегазации и очистки теплоносителя в целях ограничения наращивания активности долгоживущих изотопов, примесей, исключения возможности образования пробок от окислов и других химических соединений, возникающих и переносимых в теплоносителе, и предотвращения ухудшения теплосъема и теплопередачи». Несмотря на применение в первом контуре коррозионно-стойких аустенитных сталей и циркониевых сплавов, в теплоноситель переходят Продукты коррозии, которую удается регулировать соответствующим подбором водно-химического режима. Применение борного регулирования интенсифицирует процесс коррозии. Источником примесей в первом контуре является также вода первичного заполнения и подпиточная вода, содержащие определенное количество солей, а также случайные загрязнения, попадающие в контур в процессе монтажа и ремонта.
Система управления и контроля
Регулирование мощности реакторов и аварийная защита (прекращение цепной реакции) осуществляются твердыми кассетами-поглотителями из бористой стали (ВВЭР-440) и поглотителями из карбида бора (ВВЭР-1000).
На энергоблоке с реактором ВВЭР-440 к кассетам-поглотителям снизу присоединены топливные части, аналогичные по конструкции тепловыделяющим сборкам. На энергоблоке с реактором ВВЭР-1000 регулирование производится кластерными пучками, т.е. стержни с поглотителем в количестве 12 штук вводятся непосредственно в тепловыделяющие сборки.
Управление энергоблоками АЭС предусматривает централизованный контроль и дистанционное управление основными технологическими процессами, автоматическое регулирование, осуществляемое по принципу автономных регуляторов, местный контроль и управление вспомогательными системами.
Контроль за параметрами первого и второго контуров реакторных установок осуществляется с блочных щитов управления, на которых сосредоточены приборы, измеряющие температуру воды на выходе из тепловыделяющих сборок, температуру воды первого контура, температуру питательной воды второго контура, давление воды первого контура, давление насыщенного пара во втором контуре, расход воды в первом контуре, расход воды и пара во втором контуре, плотность нейтронного потока при подъеме мощности и в процессе работы реактора, электрические параметры генераторов и т.д. Для обобщения информации о работе технологического оборудован ия АЭ С на энергоблоках № 3 и 4 используются системы отображения технологической информации (СОТИ). Контроль и управление энергоблоком № 5 осуществляются с помощью вычислительной системы «Комплекс-Уран В » и автоматизированной системы АСУТ-500.
Система аварийного охлаждения активной зоны
Система аварийного охлаждения активной зоны предназначается для обеспечения безопасного снятия остаточных тепловыделений с реактора при авариях, связанных с разрывом трубопроводов первого и второго контуров установки.
Основными критериями обеспечения аварийного расхолаживания являются:
Типовая система аварийного охлаждения активной зоны состоит из двух узлов: пассивного и активного. Пассивный узел предназначается для первоначального быстрого залива активной зоны водой с добавкой борной кислоты при разрыве трубопровода первого контура, который приводит к быстрому падению давления и обезвоживанию активной зоны. В него входят емкости САОЗ, соединенные трубопроводами с корпусом реактора. Одна половина из них сообщается с выходом активной зоны, другая-с входом в активную зону. На каждом трубопроводе от емкости к реактору устанавливаются две нормально открытые быстрозапорные задвижки, исключающие попадание азота из емкости в реактор при срабатывании системы, и два обратных клапана, отсекающих емкости САОЗ от реактора в процессе нормальной эксплуатации.
Активный узел САОЗ состоит из двух независимых контуров: аварийного расхолаживания и аварийного впрыска бора.
Контур аварийного расхолаживания реактора предназначен для расхолаживания реактора после отработки пассивного узла САОЗ. Кроме того, этот контур используется для планового расхолаживания реактора по схеме:
реактор ® теплообменник расхолаживания ® насос ® реактор .
Контур аварийного расхолаживания включает насосы и теплообменники аварийного расхолаживания, трубопроводы и арматуру. Всас насосов соответствующей перекладкой арматуры может подключаться к трем точкам: к баку аварийного запаса раствора бора, к приямку реакторного помещения и к «горячему» трубопроводу неотключаемой от реактора части контура. В аварийном режиме контур осуществляет подачу воды в реактор над и под активную зону из бака аварийного запаса раствора бора, а после опустошения бака переходит на работу по схеме:
реактор ® приямок реакторного помещения ® теплообменник расхолаживания ® насос ® реактор .
Контур аварийного впрыска бора предназначен для создания и поддержания подкритичности активной зоны, а также подпитки при аварийном расхолаживании. А в его состав входят насосы аварийного впрыска бора, бак запаса концентрированного раствора бора, трубопроводы и арматура.
Система очистки теплоносителя — «совокупность устройств ядерного реактора, предназначенная для поддержания водного режима, дегазации и очистки теплоносителя в целях ограничения наращивания активности долгоживущих изотопов, примесей, исключения возможности образования пробок от окислов и других химических соединений, возникающих и переносимых в теплоносителе, и предотвращения ухудшения теплосъема и теплопередачи». Несмотря на применение в первом контуре коррозионно-стойких аустенитных сталей и циркониевых сплавов, в теплоноситель переходят Продукты коррозии, которую удается регулировать соответствующим подбором водно-химического режима. Применение борного регулирования интенсифицирует процесс коррозии. Источником примесей в первом контуре является также вода первичного заполнения и подпиточная вода, содержащие определенное количество солей, а также случайные загрязнения, попадающие в контур в процессе монтажа и ремонта.
Система очистки, как правило, включает: циркуляционный бессальниковый центробежный насос производительностью 10-14 кг/с и напором 1,2-1,5 МПа, теплообменник-холодильник ионообменных фильтров, катионитовый и анионитовый фильтры, трубопроводы и арматуру. Вода отбирается на очистку с напора и циркуляционным насосом системы подается в теплообменник, обеспечивающий нормальную работу фильтров. Охлажденная вода поступает последовательно на катионитовый , а затем на анионитовый фильтры и возвращается в реактор.
Внутренняя шахта реактора ВВЭР-1000
Конструкционно шахта представляет собой вертикальный цилиндр с перфорированным эллиптическим днищем, в котором закреплены опорные конструкции для ТВС. Своим верхним фланцем шахта устанавливается обычно на внутреннюю проточку, выполненною в верхней части корпуса реактора. При двухъярусном расположении входных и выходных патрубков на корпусе реактора, принятом в конструкции ВВЭР в нашей стране, на внутренней поверхности корпуса реактора предусматривается разделитель потока.
При закреплении шахты необходимо обеспечить равномерный кольцевой зазор между шахтой и кольцом разделителя потока. Этот зазор рассчитывается из условия обеспечения плотной посадки шахты, по периметру разделителя потока при разогретом реакторе, что гарантирует минимальные холостые протечки теплоносителя.
Конструкцией шахты и реактора предусматриваются меры по исключению вибраций и перемещений шахты в потоке теплоносителя, а также в случае возникновения аварийных ситуаций. От вертикальных перемещений и вибраций шахта обычно удерживается через упругие элементы крышкой реактора, от вибрации в радиальном направлении закрепление шахты обычно производится в нескольких местах по высоте реактора. В верхней и нижней частях шахта фиксируется шпонками, установленными на корпусе реактора, в средней части-плотной посадкой по окружности разделителя потока или специальными технологическими выступами.
Для стабилизации потока теплоносителя и уменьшения факторов вибрационного возмущения верхняя цилиндрическая часть шахты перед выходными патрубками перфорирована большим количеством отверстий определенного диаметра. Напротив входных патрубков САОЗ шахты выполняются окна, через которые холодая вода, подаваемая в реактор при срабатывании САОЗ, проходит в верхнюю напорную камеру реактора.
Нижняя часть внутрикорпусной шахты обычно повторяет форму днища реактора, т. е. выполняется эллиптической, тем самым увеличивается эффективность использования внутриреакторного объема и упрощается конструкция реактора в целом. Организованный профиль зазора между днищем шахты и внутренней поверхностью корпуса реактора, а также степень перфорации днища шахты должны свести к минимуму пульсации и неравномерности скоростей потока теплоносителя перед входом в активную зону. На перфорированном эллиптическом днище шахты закрепляются опорные конструкции для установки и дистанционирования тепловыделяющих сборок активной зоны. Опорные элементы конструируются в зависимости от формы хвостовика тепловыделяющей сборки. Например, в отечественном серийном реакторе большой мощности ВВЭР-1000 они выполняются в виде перфорированных труб, верхняя часть которых сделана в форме шестигранных призм и центральных круглых отверстий, где устанавливаются хвостовики ТВС. На торце каждого опорного элемента выфрезеровываются пазы для ориентации тепловыделяющих сборок с помощью фиксирующего штыря на них в плане. Перфорация опорных труб осуществляется в виде узких щелей шириной около3 мм для стабилизации потока теплоносителя, а также фильтрации твэлов от механических повреждений. Хвостовики опорных элементов закрепляются неподвижно в эллиптическом днище шахты.
В конструкции внутрикорпусных шахт предусматривается опорный пояс, служащий опорой для выгородки . Опорный пояс с элементами крепления и ориентации выгородки располагается обычно в нижней части шахты. На верхнем фланце шахты выполняются отверстия с резьбой, равномерно по окружности, для подрыва «транспортировки ее, а также для закрепления упругих элементов. С помощью защитного контейнера шахта может быть выгружена из реактора для проведения профилактического осмотра и при необходимости для ремонта в специальной шахте ревизии.
Выгородка активной зоны предназначена для уменьшения неравномерности энерговыделения периферийных твэлов активной зоны путем поглощения избыточного энерговыделения ; она также уменьшает холостые протечки теплоносителя мимо активной зоны и является элементом нейтронной защиты корпуса реактора.
Конструкционно выгородка представляет собой обечайку, состоящую из нескольких граненых колец, количество которых определяется технологическими возможностями изготовления. Обычно граненые кольца скрепляются между собой трубами, которые используются при эксплуатации реактора под загрузку комплектов образцов-свидетелей корпусной стали, установке ионизационных камер и датчиков системы контроля перегрузки активной зоны реактора . Внутренняя конфигурация выгородки должна обеспечивать дистанционирование периферийных ТВС активной зоны. В граненых поясах выгородки предусматриваются сквозные отверстия по высоте, предназначенные для охлаждения конструкционного материала; как уже отмечалось, выгородка устанавливается и фиксируется на опорном поясе шахты реактора. Выгрузка выгородки из реактора для профилактического осмотра и ремонта производится совместно с внутрикорпусной шахтой реактора.
Корпус реактора ВВЭР1000
Корпус — часть ядерного реактора, предназначенная для размещения в ней активной зоны, отражателей нейтронов и внутрикорпусных устройств и для организации отвода тепла. Корпус имеет патрубки для отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутрикорпусного пространства.
Основные характеристики корпуса ВВЭР
Источник