Реакторном облучении

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 рис. 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.

сения в Эль-Центро 18.05.40 г., пересчитанная для отметки 10,5 м реакторного отделения серийной АЭС с реактором ВВЭР-440. При этом коэффициент k принимался равным 1,8 а максимальный уровень ускорения составил 1,2 — 1,3 q.

Оболочка реакторного отделения А.ЭС с ВВЭР-1000 (рис. 14.12) цилиндрическая, диаметром 45 м, со сферическим куполом, состоит из герметичной и негерметичной частей. Герметичная часть оболочки, начинающаяся с отметки 12 м, рассчитана на давление 0,5 МПа. Отметка обслуживания реактора 38 м. Вход в оболочку осуществляется на отметке 16 м через специальный шлюз. Выгрузка отработавшего топлива и загрузка

Большие капитальные затраты на АЭС вызывает создание систем локализации аварии реакторного отделения при разуплотнении первого (радиоактивного) контура, особенно в случае раз-рыва трубопровода максимального диаметра. Значительны затраты и на противопожарные мероприятия.

На рис. 11.9 показана объемная компоновка реакторного отделения энергоблока АЭС с реактором ВВЭР-1000 в герметичном цилиндрическом железобетонном здании главного корпуса.

Рис. 11.12. Стадии сооружения 1—6 здания реакторного отделения с ВВЭР-1000

Начальный выход газа и ВК продуктов при реакторном облучении органических соединений [Л. 28, 88, 94]

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 Рис. 53. Зависимость F (TJ) Рис. 54. Температур- Рис. 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.

Рис. 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 (рис. 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.

Рис. 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].

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