CC BY
503
СУХАЯ ЗАЩИТА РЕАКТОРА ВВЭР-1000 «DRY» SHIELD OF REACTOR VVER-1000
Г .И. Жолдак|, Б.К. Пергаменщик, П.А. Лавданский, А.В. Есенов
G.I. Zholdakl, B.K. Pergamenshchik, P.A. Lavdansky, A.V. Esenov
ФГБОУ ВПО «МГСУ»
В статье рассмотрена конструкция «сухой» защиты реактора ВВЭР, история её разработки и особенности технологии возведения.
The article discusses the construction of "dry" shield of reactor VVER, the history of its development and technology features.
«Сухая» защита (C3) окружает корпус ядерного реактора и представляет собой толстостенную цилиндрическую самонесущую стальную конструкцию, заполненную серпентинитовым бетоном. Она выполняет функции радиационно-теплового экрана и обеспечивает условия устойчивой работы ионизационных камер (ИК), используемых для проведения оперативного и периодического контроля за изменением мощности реактора [1-6].
В реакторах ВВЭР первого поколения в качестве радиационно-теплового экрана применялась конструкция в виде кольцевого цилиндрического стального бака заполненного водой. Водород обеспечивает замедление быстрых нейтронов, формируя необходимую плотность потока тепловых нейтронов, регистрируемых ИК.
К недостаткам водяных баков можно отнести опасность образования течи, что на некоторых установках имело место, и необходимость сложных ремонтных работ в условиях высокого радиационного фона.
В начале 70-х годов преподавателями и сотрудниками МИСИ им. В.В. Куйбышева совместно со специалистами института «Гидропресс» - разработчиками реакторной установки - было внесено предложение заменить водяной бак на защиту из серпентинитового бетона (авторское свидетельство № 553908, 13 декабря 1976 г. «Шахта ядерного энергетического реактора», среди авторов Дубровский В.Б, Жолдак Г.И., Пергаменщик Б.К.)
В качестве мелкого и крупного заполнителя такого бетона на портландцементе используется горная порода метаморфического происхождения серпентинит, основу которой составляет минерал серпентин - Mg6(OH)8Si4O10 [1-7].
Характерным свойством данного заполнителя является сохранение в нем кристаллизационной воды, до 15%, при повышенных температурах, до 450°С. Наличие легких ядер водорода позволяет формировать поток тепловых нейтронов, который, как было сказано выше, необходим для контроля мощности реактора.
К недостаткам серпентинита можно отнести небольшую подвижность получаемой бетонной смеси. Поэтому для улучшения ее удобоукладываемости в состав бетона вводится суперпластификатор С-3 [7].
8/2011 ВЕСТНИК
Первая конструкция СЗ была запроектирована и возведена при непосредственном участии специалистов МИСИ (Жолдак Г.И. и др.) на первом энергоблоке с реактором ВВЭР-1000 (Нововоронежская АЭС). Она была выполнена в виде толстостенной конструкции объемом около 40 м3 при толщине стенки 70 см с облицовкой из стального листа. Бетон укладывался в металлический бак «сухой» защиты непосредственно в шахте реактора, что потребовало значительных трудозатрат (свыше 1500 чел-дн) при большой продолжительности работ (около 2,5 мес) [3].
В связи с этим в МИСИ была разработана сборная конструкция СЗ (Жолдак Г.И, Аверченко В.П., Левочкин С.И. и др.), состоящая из 10 геометрически идентичных блоков из серпентинитового армированного бетона с облицовкой из стального листа. Внутренний диаметр С3 - 5810 мм, наружный - 7260 мм, высота - 3100 мм. Чертежи металлоконструкций и методика бетонирования были внесены в состав проекта АЭС и в дальнейшем использовались на нескольких десятках энергоблоков как в России, так и за рубежом. На факультете ТЭС было организовано несколько рабочих групп, под руководством и непосредственном участии которых осуществлялись все работы, связанные с возведением СЗ на площадках строительства целого ряда АЭС, среди которых Запорожская, Балаковская, Южно-Украинская, «Темелин», «Норд», «Козлодуй» и многие другие.
В конце 80-х годов институтом «Гидропресс» для новых реакторных установок с водо-водяными энергетическими реакторами была изменена конструкция СЗ. Новая модификация, которая используется и сегодня, представляет собой металлический кольцевой цилиндрический бак с наружным диаметром 6710 мм и внутренним - 5560 мм, состоящий из двух ярусов-секций. Высота нижней - 3095 мм, верхней - 2200 мм. Каждая секция поставляется в виде трех сегментов, которые на площадке объединяются в цилиндры. Ее преимущество заключается в минимизации числа заводских элементов и в более высокой связности конструкции, что особенно важно при высоких динамических воздействиях, сопровождающих землетрясения. К недостаткам указанного решения можно отнести относительно небольшие размеры вырезов верхней обечайки, предназначенных для подачи бетонной смеси и наличие большого числа внутренних вертикальных и горизонтальных диафрагм, что заметно усложняет процесс бетонирования конструкции и повышает вероятность образования каверн и пустот, особенно в угловых зонах.
Важнейшей операцией в процессе сооружения СЗ является ее термообработка. Из серпентинитового бетона после его укладки должна быть удалена свободная и поровая вода, для чего бетон должен быть нагрет до температуры более 110-115°С и выдержан необходимое время. В период эксплуатации, особенно в некоторых аварийных ситуациях возможно повышение температуры до 100-150°С с интенсивным выделением воды и образованием пара. При контакте с металлом пар в условиях воздействия радиационных потоков может привести к образованию водорода, который в смеси с воздухом или кислородом взрывоопасен.
Специалистами МИСИ-МГСУ предложен и реализован на целом ряде АЭС один из наиболее эффективных методов термообработки СЗ. На этапе подготовки к бетонированию в конструкции размещаются стержневые электронагреватели из арматурной стали, через которые затем пропускается постоянный электрический ток. При данной схеме максимальные значения температур образуются в центральной зоне СЗ, падая к периферии, что в наибольшей степени соответствует температурным полям в эксплуатационный период. На основании экспериментальных исследований разработан режим подъема температур общей продолжительностью от 2 до 3 недель [7].
По предложению МИСИ контроль качества бетонирования и термообработки осуществляется методом нейтронного профилирования. В каналы блоков СЗ, предназначенные для размещения ИК, помещается зонд нейтронного влагомера. При взаимодействии с легкими ядрами, в особенности с водородом, поток быстрых нейтронов от плутоний-бериллиевого источника замедляется до тепловой энергии и фиксируется детектором. Наличие дефектов в виде непробетонируемого объема приводит к снижению числа тепловых нейтронов [1, 2].
В последнее десятилетие работы по СЗ проводились специалистами МГСУ на 1-ом и 2-ом энергоблоке Тяньваньской АЭС в Китае, на АЭС «Бушер» в Иране и на втором энергоблоке Ростовской АЭС. Сегодня все указанные энергоблоки успешно эксплуатируются. Разработаны десятки инструкций, указаний по выполнению комплекса работ связанных с СЗ с учетом конкретных условий каждой площадки строительства.
Следует еще раз отметить большой вклад в разработку и реализацию СЗ на отечественных и зарубежных АЭС Георгия Ивановича Жолдака.
Литература.
1. Жолдак Г.И., Лавданский П.А., Пергаменщик Б.К., Мухин Е.Н., Пятибратов Е.А. Возведение сухой защиты реактора ВВЭР-1000. Строительные материалы, оборудование, технологии XXI века, № 12, 2005г.
2. Жолдак Г.И., Лавданский П.А., Пергаменщик Б.К., Мухин Е.Н. Совершенствование контроля качества сухой защиты АЭС. Строительные материалы, оборудование, технологии XXI века, № 6, 2004г.
3. Жолдак Г.И. Материалы и конструкции сухой защиты реактора ВВЭР-1000. Обзорная информация. М.:Информэнерго, 1984г.
4. Жолдак Г.И. О тепловой стойкости серпентинитового бетона для защиты реактора АЭС.. Строительство электростанций на ядерном и органическом топливе. Тр. МИСИ. №165. 1979 г.
5. Жолдак Г.И., Пергаменщик Б.К. Опыт внедрения специальных гидратных бетонов при сооружении защиты на АЭС. Экспресс-информация. Серия: Строительство тепловых и атомных электростанций. Выпуск №7(383). М.: Информэнерго, 1977г.
6. Жолдак Г.И. Сухая защита энергетических реакторов. Материалы и конструкции защит ядерных установок. Тр. МИСИ. №146. 1977г.
7. Инструкция И.325-84. Приготовление и укладка серпентинитового и железосерпентинитового бетонов в конструкции биологической защиты.
The Literature
1. Zholdak G.I., Lavdansky P.A., Pergamenshchik B.K., Mukhin E.N., Pyatibratov E.A. Erection of dry shield of reactor VVER-1000. Building materials, equipment, technologies of the XXI century, № 12, 2005.
2. Zholdak G.I., Lavdansky P.A., Pergamenshchik B.K., Mukhin E.N. Improvement of the quality control of dry shield of NPP. Building materials, equipment, technologies of the XXI century, № 6, 2004.
3. Zholdak G.I. Materials and structures of dry shield VVER-1000 reactor. Overview. M. Informenergo, 1984.
4. Zholdak G.I. On the thermal stability of the serpentine concrete for the shield of reactor plant. Building of power plants on nuclear and fossil fuels. Tr. MISI. № 165. 1979.
5. Zholdak G.I., Pergamenshchik B.K. Experience in the implementation of specific concretes in the construction of shield at nuclear power plants. Express-information. Series: The construction of thermal and nuclear power plants. Issue № 7 (383). M. Informenergo, 1977.
Б/2011 М1ВЕСТНИК
6. Zholdak G.I. Dry shield of power reactors. Materials and structures of shields of nuclear installations. Tr. MISI. №146. 1977.
7. Instructions I.325-84. Preparation and placing of serpentine and iron-serpentine concrete in the construction of biological protection.
Ключевые слова: «Сухая» защита, ионизационная камера, быстрые нейтроны, тепловые нейтроны, реакторная установка, серпентинитовый бетон, термообработка, химически-связанная вода, нейтронное профилирование, плутоний-бериллиевый источник нейтронов.
Key words: «Dry» shield, ionization chamber, fast neutrons, thermal neutrons, reactor installation, serpentine concrete, thermal treatment, chemically-bound water, neutron inspection, plutonium-beryllium neutron source.
__Авторы:
1. IЖолдак Георгий Ивановис 1976 по июль 2011г. - научный сотрудник МИСИ-МГСУ
(ФГБОУВПО «МГСУ»).
2. Пергаменщик Борис Климентъевич, кандидат технических наук, профессор (ФГБОУ ВПО «МГСУ»), 129337, Россия, г. Москва, Ярославское шоссе, дом 26, тел/факс +7(495) 183-3338, e-mail: [email protected]
3. Лавданский Павел Александрович, доктор технических наук, профессор (ФГБОУ ВПО «МГСУ»), 129337, Россия, г. Москва, Ярославское шоссе, дом 26, тел/факс +7(495) 183-33-38,
e-mail: plavdan @gmail.com
4. Есенов Амра Владимирович, ассистент кафедры СЯУ (ФГБОУВПО «МГСУ»), 129337, Россия, г. Москва, Ярославское шоссе, дом 26, тел/факс +7(495) 183-33-38,
e-mail: [email protected]
Рецензент: зам. генерального директора по научной работе НПП «Проект-Д-МСК», к.т.н. Поспелов Виктор Павлович
