РОЗДІЛ 2
Утворення радіонуклідів та поводження з радіоактивними відходами на реакторі
ВВР-М
2.1. Основні характеристики дослідницького реактора ВВР-М
Дослідницький ядерний реактор ВВР-М, основні характеристики якого наведені в
табл. 2.1 [7, 9], був введений в експлуатацію 1960 році. Головне призначення
реактора – отримання інтенсивних потоків нейтронів для фундаментальних і
технологічних досліджень.
Таблиця 2.1
Основні характеристики реактора ВВР-М
№ п/п
Найменування
Значення
Потужність реактора, МВт
10
Кількість ТВЗ в реакторі в перерахунку на одиничні, шт.:
максимальна
мінімальна
262
156
Збагачення палива по 235U, %
36
Об’єм активної зони, л
82
Виконавчі органи СУЗ, шт.
у тому числі: компенсуючі (КС)
аварійного захисту (АЗ)
автоматичного регулятора (АР)
Питоме тепловиділення в активній зоні, середнє, Вт/см3
максимальне, Вт/см3
100
200
Максимальна густина теплового потоку, кВт/м2
490
Прокачка води першого контуру, м3/год
1200
Швидкість води в активній зоні, м3/с
2.6
Тиск води на вході в активну зону, Па
1,35·105
Різниця тисків води в активній зоні, Па
1,5·104
Максимальна температура води на виході з активної зони,0С
50
Максимальна температура стінки твела, 0С
95
Максимальне значення густини потоків теплових нейтронів, нейтр./см2с в активній
зоні
у відбивачі (ізотопні канали)
1,4·1014
6,0·1013
Продовж. табл. 2.1
Максимальне значення густини потоків швидких нейтронів з Е > 0,8 МеВ,
нейтр/см2с на денцях ГК
на опорній гратці
4,8·1014
5,2·1012
Порівняно з попередніми дослідницькими реакторами водо-водяного типу [66-68] в
ВВР-М збільшена поверхня теплообміну за рахунок використання тонкостінних
трубчастих твелів типу ВВР-М. На реакторі в основному використовуються твели
ВВР-М2 235U зі збагаченням 36 %, концентрацією палива 61 г/л та поверхневим
теплозніманням 0,37 м2/л. Можуть також використовуватися твели типу ВВР-М3 зі
збагаченим ураном 90 %, концентрацією палива в активній зоні 67,9 г/л і
поверхневим теплозніманням 0,66 м2/л. Крім того, для зменшення маси урану, який
завантажується, активна зона реактора ВВР-М оточена відбивачем із берилію [66,
67]. Запас реактивності реактора та сумарна ефективність органів компенсації
реактивності забезпечують можливість його експлуатації без зупинки 4-5 тижнів.
На рис. 2.1 наведена технологічна схема реактора ВВР-М, яка включає в себе
обладнання та системи, які забезпечують його роботу у всіх передбачених
проектом режимах і виключають режими неприйнятні з точки зору ядерної та
радіаційної безпеки.
Розглянемо основні системи технологічної схеми.
В активній зоні реактора відбувається ланцюгова ядерна реакція поділу
урану-235. Відбувається 90 % актів поділу під дією теплових нейтронів (енергія
< 0,2 еВ). Після акту поділу утворені швидкі нейтрони уповільнюються в воді або
в берилієвому відбивачі. Вода одночасно відводить тепло із активної зони.
Перший контур системи охолодження здійснює циркуляцію теплоносія із реактора в
теплообмінник і навпаки. Теплоносій (дистильована вода) І-го контуру із баку
реактора проходить зверху вниз активну зону і оточуючий її берилієвий відбивач,
далі по відвідному втягуючому трубопроводу потрапляє в насоси, проходить
теплообмінники і по подвійному (напірному) трубопроводу
повертається в бак реактора. Циркуляція води в І-му контурі здійснюється трьома
насосами, після яких вода проходить два теплообмінники (дві паралельні гілки).
В теплообмінниках І-го контуру здійснюється передача тепла від води першого
контуру до води другого контуру.
В другому контурі охолодження теплоносія здійснюється шляхом відведення тепла
від теплообмінників за допомогою замкнутого контуру, який наповнений технічною
водою. Вода ІІ-го контуру прокачується насосами та охолоджується в градирні.
Вода із насосної другого контуру подається в будівлю реактора по трубопроводу,
звідки розподіляється на два теплообмінника, а потім збирається в зворотний
трубопровід, по якому подається на градирню.
Система управління і захисту (СУЗ) забезпечує контроль потужності
(інтенсивність ланцюгової реакції) управління, а при аварії – аварійне гасіння
ланцюгової реакції. В процесі управління та контролю СУЗ виконує такі конкретні
функції - виміри та записи густини потоку теплових нейтронів (потужність),
виміри швидкості зміни густини потоку теплових нейтронів (періоди), виміри
реактивності, запуск і виведення реактора на заданий рівень потужності,
автоматичне підтримання заданого рівня потужності, компенсації змін
реактивності, що обумовлено ефектами вигорання, отруєнням і температурними
ефектами, аварійної та попереджувальної сигналізації, зупинку реактора за
сигналами аварійного захисту.
В системі очищення води І-го контуру відбувається видалення продуктів корозії
та поділу 235U, які утворюються при контакті теплоносія з конструкційними
матеріалами та ТВЗ. Очищення здійснюється іонообмінними смолами. Величина
витрат теплоносія, який очищується, визначається вимогами підтримання норм
якості теплоносія по сумарному вмісту продуктів корозії.
Система спеціальної вентиляції видаляє повітря із приміщень та об’ємів, де
можлива присутність радіоактивних аерозолей та інертних радіоактивних газів і
викидає його після очищення через вентиляційну трубу в атмосферу. Видалення
повітря здійснюється із таких місць: простір над басейнами реактора і сховища
ВЯП, реакторний зал (горизонтальні експериментальні канали (ГЕК) і ніша
теплової колони), насосна І-го контуру