Активность - теплоноситель
Cтраница 2
В качестве типичного равновесного состава активности теплоносителя, характерного для водо-водяного реактора, обычно указывают состав, представленный в табл. 10.3. Происхождение радиоактивных ядер К38 не объясняется. Принципиально возможна реакция K39 ( v) K38, однако порог ее должен составлять 10 - 12 Мэв. [16]
Проектом предусматривается эксплуатация блока до достижения суммарной осколочной, активности теплоносителя определенных значений ( по газообразным и нелетучим продуктам деления на момент отбора пробы) или превышения допустимой активности теплоносителя по сухому остатку на 2 ч с момента отбора пробы. Эти величины выбираются из условия предельной допустимой проектом разгерметизации оболочек твэлов для каждого отдельного блока ДЭС. [17]
 |
Принципиальная схема устройств локализации и аварийного охлаждения активной зоны. [18] |
Все системы и сооружения, обеспечивающие радиационную безопасность АЭС, рассчитывают на возможность длительной работы с указанными предельными значениями активности теплоносителя без нарушения действующих санитарных норм. Реально достигаемые на действующих блоках с ВВЭР значения удельной активности теплоносителя в 10 - 100 раз ниже предельных значений. [19]
Системы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов ( КГО) и контроля целостности технологических каналов ( КЦТК) проверяют качество указанного оборудования на основе анализа данных об активности теплоносителя и других параметров реактора. [20]
Проектом предусматривается эксплуатация блока до достижения суммарной осколочной, активности теплоносителя определенных значений ( по газообразным и нелетучим продуктам деления на момент отбора пробы) или превышения допустимой активности теплоносителя по сухому остатку на 2 ч с момента отбора пробы. Эти величины выбираются из условия предельной допустимой проектом разгерметизации оболочек твэлов для каждого отдельного блока ДЭС. [21]
При работе ядерного реактора радиационная обстановка в помещениях, расположенных в непосредственной близости от него, определяется проникающим излучением активной зоны, конструкций реактора и защиты, а также активностью теплоносителя. Во всех других помещениях, где расположены коммуникации или элементы оборудования технологического контура, омываемые теплоносителем, радиационная обстановка после остановки реактора определяется отложениями радиоактивных продуктов коррозии и примесей в теплоносителе, а иногда и продуктами деления ядерного горючего. [22]
Твэлы, находящиеся длительное время в активной зонег облучаются слишком большим интегральным потоком нейтронов, и микротопливо имеет весьма высокие значения относительного выгорания тяжелых ядер ( fima), что может привести к разрушению микротвэлов и повышению активности теплоносителя. Твэлы, быстро проходящие активную зону, наоборот, мала выгорают, и их нужно вернуть в активную зону на повторное использование. Таким образом, требуется система возврата невыгоревших твэлов в активную зону реактора со специальной установкой для измерения выгорания топлива в выгружаемых твэлах и сложным перегрузочным устройством. [23]
 |
Зависимость эквивалентного загрязнения активной зоны 235U от постоянной распада продуктов деления. [24] |
С 1977 г. на реакторе ИВВ-2М используют трубчатые твэлы с топливом в виде дисперсии диоксида урана в алюминиевой матрице и оболочками из алюминиевого сплава. Несмотря на то что разгерметизация оболочек твэлов на ИВВ-2М - явление редкое, активность теплоносителя и отложений на поверхностях первого контура в отличие от энергетических реакторов обусловлена в основном продуктами деления урана [1]: наблюдаемая активность продуктов деления в теплоносителе первого контура не может быть объяснена технологическим загрязнением поверхностей твэлов ураном. Правильный выбор модели поведения активности определяет наиболее эффективные конкретные меры по борьбе с таким отрицательным явлением, как накопление активности, поэтому важна проверка гипотезы об изменении поверх-ностнрго загрязнения активной зоны ураном как о процессе, определяющем поведение продуктов деления в первом контуре ИЯР, и исследование основных характеристик этого процесса. [25]
В случае прохождения растворенного или коллоидного алюминия через активную зону реактора МР с максимальным нейтронным потоком 2 х х 1013 н / см2с образующийся натрий-24 мало влияет на изменение общей активности теплоносителя. Как видно из табл. 14.3.5, изменения концентрации алюминия от 10 до 620 мкг / кг не отражаются на изменении активности теплоносителя. [26]
Рассмотрев несколько вариантов конструкций первичной защиты, переходят к компоновке и расчету защиты контура теплоносителя. При этом следует попытаться выполнить компоновку оборудования так, чтобы оно само являлось частью защиты активной зоны. Те участки контура, активность теплоносителя в которых наибольшая, лучше расположить так, чтобы остальное оборудование служило им защитой. Возможно, что для этих участков будет необходима местная защита. [27]
В количественном отношении большую долю радиоактивных загрязнений в контуре быстрого реактора в процессе нормальной эксплуатации составляют продукты коррозии конструкционных материалов. Все оборудование контура и коммуникации предполагается выполнить из нержавеющих сталей, совместимых с теплоносителем. Как показывают расчеты, активность теплоносителя, обусловленная продуктами коррозии конструкционных материалов реактора на быстрых нейтронах, определяется теми же изотопами, что и реакторов других типов. Вклад же различных изотопов в полную активность теплоносителя N2O4 целиком зависит от характера нейтронного спектра. [28]
Несмотря на тщательность обоснования работоспособности твэлов и контроль за соблюдением нормальных условий теплообмена, не удается обеспечить абсолютную герметичность оболочек твэлов при их эксплуатации. Предельное число дефектов твэлов, допускаемое проектами АЭС с ВВЭР, составляет 1 % с дефектами типа газовой неплотности и 0 1 % с прямым контактом теплоносителя и диоксида урана. Все системы и сооружения, обеспечивающие радиационную безопасность АЭС, рассчитаны на возможность длительной работы с указанными предельными значениями активности теплоносителя без нарушения действующих санитарных норм. Реально наблюдаемые на действующих блоках с ВВЭР значения удельной активности теплоносителя на один-два порядка ниже предельных значений. [29]
Важнейшей характерной особенностью ЯЭУ является радиоактивность теплоносителя, перекачиваемого через реактор. В общем случае радиоактивность теплоносителя обусловлена наведенной активностью самого теплоносителя, активностью продуктов коррозии, загрязняющих теплоноситель, и радиоактивными продуктами деления, которые могут попасть в теплоноситель при нарушении герметичности части тепловыделяющих элементов. Для разных теплоносителей соотношение указанных выше источников активности существенно различно. Для иллюстрации в табл. 1.1 приведены данные по активности теплоносителя для. [30]
Страницы: 1 2 3