Конструкция реактора РБМК-1000

Конструкция защиты от ионизирующего излучения ректора.

Поскольку реактор является мощным источником ионизирующего излучения, представляющего опасность, как для персонала, так и для оборудования он снабжен защитой, которая снижает поток излучения до приемлемого уровня и делает возможной нормальную эксплуатацию всей установки в целом. Реактор РБМК размещен в бетонной шахте квадратного сечения размером 21,6х21,6х25,5 м. Графитовые блоки, из которых собрана активная зона, располагаются в герметичной полости (реакторном пространстве), образованной нижней и верхней металлоконструкциями и цилиндрическим кожухом. Разрез по шахте реактора показан на рисунке 5. Радиационная защита стального кожуха и компенсаторов от потока быстрых нейтронов осуществляется боковым графитовым отражателем толщиной 100 см. Между торцевыми отражателями, имеющими толщину 50 см, и верхней и нижней металлоконструкциями на каждой графитовой колонне устанавливаются стальные блоки, предназначенные для снижения флюенса быстрых нейтронов на листы несущих нагрузку металлоконструкций, а также для уменьшения энерговыделения в них за счет поглощения излучений. Толщина нижних блоков 20 см; верхние блоки выбраны несколько большей толщины (25 см), поскольку в процессе работы реактора из-за неравномерного перемещения отдельных колонн графитовой кладки они могут сместиться относительно друг друга по высоте. Дальнейшее увеличение толщины этих блоков было признано нецелесообразным, так как радиационное энерговыделение в близлежащих к активной зоне листах металлоконструкций уже при этой толщине определяется захватным гамма - излучением, образующимся в самих листах металлоконструкций. При запроектированной толщине блоков температура листов металлоконструкций определяется не радиационным теплом, а теплом, переданным от стальных защитных блоков.

Защита реактора РБМК: 1 - плитный настил (тяжелый бетон, 4 т/м3); 2 - засыпка серпентинита (1,7 т/м3); 3 - обычный бетон (2,2 т/м3); 4 - песок (1,3 т/м3); 5 - бак водяной защиты; 6 - стальные защитные блоки; 7 - графитовая кладка.

 Периферийная часть верхнего перекрытия представляет собой металлические короба высотой 70 см, которые заполнены на первом блоке Ленинградской АЭС материалом ЖБСЦК, а на последующие рекомендован более дешевый материал — смесь чугунной дроби (86% по массе) с серпентинитом.

  В радиальном направлении за кожухом реактора располагается кольцевой бак с водой, которая снижает потоки излучения на бетон шахты; служит тепловым экраном; способствует охлаждению кожуха реактора; бак одновременно является опорой для верхней металлоконструкции. Пространство между баком и шахтой реактора засыпано обычным песком, что позволило сократить толщину бетона примерно на 75 см. Толщины и состав материалов защиты реактора РБМК в основных направлениях от активной зоны приведены в таблице 2.

Рисунок 6. Часть плитного настила: 1 - съемные блоки плитного настила; 2, 4, 5, 6 - верхние части каналов охлаждения отражателя, температурного, технологического и СУЗ соответственно; 3 - нижний блок; 7 - периферийная часть верхнего перекрытия. 

Таблица 2. Толщины, в сантиметрахм, материалов защиты (в направлении от центра активной зоны)

В защите канального реактора РБМК имеются многочисленные неоднородности. Верхняя и нижняя опорные металлоконструкции пронизаны направляющими трубами, через которые проходят технологические каналы, каналы системы управления реактора и специальные каналы для датчиков температуры, детекторов нейтронного потока и др. Кроме того, через металлоконструкции проходят трубы подачи и отвода газа, парогазовой смеси, а также дренажные трубопроводы. Внутренняя полость технологических каналов с ТВС в верхней части заполнена малоэффективной по защите пароводяной смесью плотностью 0,2 г/см3, а в каналах специального назначения - газом.

При разработке конструкции каналов проектирование велось таким образом, чтобы ликвидировать прострел излучения по цилиндрическим и кольцевым отверстиям. Значительное снижение интенсивности излучения в верхнем направлении по зазору между трубами каналов диаметром 88 мм и отверстиями в графитовых блоках отражателя и защитных блоках диаметром 114 мм достигается благодаря установке в этом зазоре втулок из графита (смотри рисунок 7). Для защиты от прострела по зазору между трубой канала диаметром 95 мм и трактом с внутренним диаметром 121 мм в верхней металлоконструкции размещаются стальные втулки высотой 700 мм (смотри рисунок 8). Зазор между трубой канала и трактом в районе нижней металлоконструкции заполнен графитовыми втулками.

	Рисунок 7. Размещение защитных втулок в районе верхнего отражателя: 1 — графитовые втулки; 2 — стальной защитный блок; 3 — графитовый отражатель.
	Размещение защитной пробки в канале: 1 — стальные втулки, 2 — стальная винтовая пробка, 3 — труба канала, 4 — засыпка серпентинита.

Во внутренней полости канала в районе расположения стальной втулки размещена стальная пробка диаметром 80 мм и высотой 1 м. Для прохода пароводяной смеси пробка выполнена винтовой, эффективная толщина стали 0,5м (смотри рисунок 8). Защита от прострельного излучения, проходящего по каналам СУЗ в зависимости от положения стержня, обеспечивается либо столбом воды, либо стержнем-поглотителем, или вытеснителем, заполненным графитом. Газовые трубопроводы, проходящие через защитные конструкции, выполнены изогнутыми. В каналах с датчиками контроля энерговыделения, ионизационными камерами, в температурных каналах размещаются защитные пробки с уступами. Согласно проекту, стены боксов с технологическим оборудованием выполнены из обычного строительного бетона (смотри таблицу 3) объемной массой 2,2 т/м3.

Характеристика защиты обслуживаемых помещений, смежных с боксами с технологическим оборудованием

Результаты исследования защиты и радиационной безопасности АЭС с реакторами РБМК-1000. 

Нормальная эксплуатация АЭС невозможна без знания радиационной обстановки в корпусах и помещениях. Экспериментальная проверка эффективности биологической защиты и исследование радиационной обстановки в помещениях АЭС необходимы при ее пуске и проводятся в период сдачи АЭС в эксплуатацию Проведение таких исследований в помещениях первого блока Ленинградской АЭС тем более было необходимо, так как блок являлся крупнейшим в СССР и головным из серии строящихся АЭС такого типа.

Цель, проводимых на Ленинградской, а впоследствии на Курской и Смоленской АЭС, исследований радиационной обстановки и эффективности биологической защиты заключается в проверке правильности выполненных на стадии проектирования расчетов и качества монтажа защиты. Эксперименты проводились в период физического и энергетического пусков, а также в период вывода станций на номинальную мощность Основная задача экспериментов, проводимых во время физического пуска, состояла в обследовании основного источника излучений на АЭС - активной зоны реактора. Во время энергетического пуска и при постепенном повышении мощности реакторов изучалась радиационная обстановка в центральном зале реактора и других основных помещениях АЭС Измерения проводились дозиметрами нейтронов и гамма излучений счетчиками тепловых и быстрых нейтронов, сцинтилляционными гамма спектрометрами. Методики измерений предварительно были проверены на исследовательском реакторе.

Исследование эффективности защиты. При полной загрузке активной зоны реактора и тепловой мощности 800 Вт были измерены распределения плотности потока быстрых и тепловых нейтронов, а также мощности дозы гамма-излучения по высоте технологических и других каналов, проходящих через активную зону или вблизи от нее Для измерения были выбраны три канала в активной зоне, расположенных на разных расстояниях от оси, канал камеры деления (находится на периферии активной зоны) и канал телевизионной камеры, расположенный между кожухом реактора (по существу — поверхностью отражателя) и внутренней стенкой кольцевого бака с водой. На Ленинградской АЭС замеры сделаны при трех состояниях активной зоны: технологические каналы без воды, каналы залиты водой до половины их высоты, каналы залиты водой полностью. Анализ полей излучения показал, что перераспределение плотности потока излучения по высоте активной зоны обусловлено влиянием воды, поскольку во всех состояниях активной зоны положения регулирующих стержней оставались практически неизменными.

Измерения мощности дозы нейтронов и гамма-излучения в центральном зале были выполнены при номинальной мощности реактора на Ленинградской и Курской АЭС. Мощность дозы практически не превышает регламентированного значения. В центральном зале были измерены спектры гамма-излучения (однокристальным сцинтилляционным спектром с кристаллом стильбена 40х40 мм). Одновременно в тех же точках была измерена мощность дозы. Цель этих исследований:

- определение спектральных характеристик полей гамма-излучения и вклада различных энергетических групп гамма квантов в полную мощность дозы;

- сравнение мощности дозы гамма-излучения, измеренной дозиметрами, с полученной переводом энергетического спектра гамма квантов в мощность дозы и, таким образом, оценка хода с жесткостью используемых дозиметров.

Таблица 4. Мощности доз гамма-излучения в помещении центрального зала, мкР/с

примечание к таблице 4 типы дозиметров : 1^* - Сцинтилляционный 50x50; 2^* - РУП-1; 3^* - Спектрометр

Из приведенных в таблице 4 данных следует, что основной вклад в полную мощность дозы гамма-излучения (диапазон энергии 0,5—7,0 МэВ) вносит группа гамма-квантов с энергиями 5—7 МэВ (он составляет 50%). При работе блока основным источником гамма-излучения в центральном зале является излучение радиоактивного теплоносителя (изотоп 16N), проходящего по пароводяным коммуникациям под верхним перекрытием реактора. Из сравнения мощности дозы, определенной спектрометрическим методом, с показаниями дозиметров получается, что в центральном зале соотношение этих величин меняется от 1 до 2, причем спектрометр дает несколько большие значения, чем дозиметры (в частности, РУП-1).

Таким образом, исследования радиационной обстановки в центральных залах реакторов первых блоков Ленинградской и Курской АЭС показали, что значения мощности дозы гамма-излучения и нейтронов при номинальных мощностях реакторов не превышают проектных.