Реактор большой мощности канальный. Рбмк реактор большой мощности канальный Аэс с реакторами рбмк
Общее устройство реактора РБМК-1000
"Сердце" атомной электростанции - реактор, в активной зоне которого поддерживается цепная реакция деления ядер урана. РБМК - канальный водографитовый реактор на медленных (тепловых) нейтронах. Основным теплоносителем в нем является вода, а замедлителем нейтронов - графитовая кладка реактора. Кладка набрана из 2488 вертикальных графитовых колонн, с основанием 250x250 мм и внутренним отверстием диаметром 114 мм. 1661 колонны предназначены для установки в них топливных каналов, 211 - для каналов СУЗ (системы управления и защиты) реактора, а остальные являются боковым отражателем.Реактор одноконтурный, с кипением теплоносителя в каналах и прямой подачей насыщенного пара в турбины.
Активная зона, ТВЭЛы и топливные кассеты
Топливом в РБМК является двуокись урана-235 U0 2 , степень обогащения топлива по U-235 - 2.0 - 2.4%. Конструктивно топливо находится в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), представляющих собой стержни из циркониевого сплава, наполненные таблетками спеченной двуокиси урана. Высота ТВЭЛа - примерно 3.5 м, диаметр 13.5 мм. ТВЭЛы упаковываются в тепловыделяюие сборки (ТВС), содержащие по 18 ТВЭЛов каждая. Две соединенные последовательно тепловыделяющие сборки образуют топливную кассету, высота которой составляет 7 м.Вода подается в каналы снизу, омывает ТВЭЛы и нагревается, причем часть ее при этом превращается в пар. Образующаяся пароводяная смесь отводится из верхней части канала. Для регулирования расхода воды на входе в каждый канал предусмотрены запорно-регулирующие клапаны.
Итого, диаметр активной зоны ~12 м, высота ~7 м. В ней находиться около 200 тонн урана-235.
СУЗ
Стержни СУЗ предназначены для регулирования радиального поля энерговыделения (PC), автоматического регулирования мощности (АР), быстрой остановки реактора (A3) и регулирования высотного поля энерговыделения (УСП), причем стержни УСП длиной 3050 мм выводятся из активной зоны вниз, а все остальные длиной 5120 мм, вверх.Для контроля за энергораспределением по высоте активной зоны предусмотрено 12 каналов с семисекционными детекторами, которые установлены равномерно в центральной части реактора вне сетки топливных каналов и каналов СУЗ. Контроль за энергораспределением по радиусу активной зоны производится с помощью детекторов, устанавливаемых в центральные трубки ТВС в 117 топливных каналах. На стыках графитовых колонн кладки реактора предусмотрено 20 вертикальных отверстий диаметром 45 мм, в которых устанавливаются трехзонные термометры для контроля за температурой графита.
Управление реактором осуществляется равномерно распределенными по реактору стержнями, содержащими поглощающий нейтроны элемент - бор. Стержни перемещаются индивидуальными сервоприводами в специальных каналах, конструкция которых аналогична технологическим. Стержни имеют собственный водяной контур охлаждения с температурой 40-70°С. Использование стержней различной конструкции обеспечивает возможность регулирования энерговыделения по всему объему реактора и его быстрое заглушение при необходимости.
На стержни АЗ - аварийной зашиты - в РБМК приходится 24 штуки. Стержней автоматического регулирования - 12 штук. Стержней локального автоматического регулирования - 12 штук, стержней ручного регулирования -131, и 32 укороченных стержня поглотителя (УСП).
1. Активная зона 2. Пароводяные трубопроводы 3. Барабан-сепаратор 4. Главные циркуляционные насосы 5. Раздаточные групповые коллекторы 6. Водные трубопроводы 7. Верхняя биологическая защита 8. Разгрузочно-загрузочная машина 9. Нижняя биологическая защита.
Контур многократной принудительной циркуляции
Это контур отвода тепла из активной зоны реактора. Основное движение воды в нем обеспечивается главными циркуляционными насосами (ГЦН). Всего в контуре имеется 8 ГЦН, разделенных на 2 группы. Один насос из каждой группы - резервный. Производительность главного циркуляционного насоса - 8000 м 3 /ч, напор - 200 м водного столба, мощность двигателя - 5,5 МВт, тип насоса - центробежный, подводимое напряжение - 6000 В.
Кроме ГЦН имеются питательные, конденсатные насосы и насосы систем безопасности.
Турбина
В турбине рабочее тело - насыщенный пар расширяясь, совершает работу. Реактор РБМК-1000 питает паром 2 турбины по 500 МВт каждая. В свою очередь, каждая турбина состоит из одного цилиндра высокого давления и четырех цилиндров низкого давления.На входе в турбину давление около 60 атмосфер - на выходе из турбины пар находится при давлении меньше атмосферного. Расширение пара ведет к тому, что проходное сечения канала, должно увеличиваться для этого высота лопаток по ходу движения пара в турбине возрастает от ступени к ступени. Так как, пар поступает в турбину насыщенным то, расширяясь в турбине, он быстро увлажняется. Предельно допустимая влажность пара обычно не должна превышать 8-12% во избежание интенсивного эрозионного износа лопаточного аппарата каплями воды и снижения КПД.
При достижении предельной влажности весь пар выводится из цилиндра высокого давления и пропускается через сепаратор – пароподогреватель (СПП), где он осушается и нагревается. Для подогрева основного пара до температуры насыщения используется пар первого отбора турбины, для перегрева используется острый пар (пар из барабан-сепаратора), дренаж греющего пара сливается в деаэратор.
После сепаратора – пароподогревателя пар поступает в цилиндр низкого давления. Здесь пар в процессе расширения снова увлажняется до предельно допустимой влажности и поступает в конденсатор (К). Стремление получить от каждого килограмма пара возможно большую работу и тем самым повысить КПД заставляет поддерживать в конденсаторе возможно более глубокий вакуум. В связи с этим конденсатор и большая часть цилиндра низкого давления турбины находятся под разрежением.
Турбина имеет семь отборов пара, первый применяется в сепараторе-пароперегревателе для подогрева основного пара до температуры насыщения, второй отбор используется для подогрева воды в деаэраторе, а отборы 3 – 7 используются для подогрева основного потока конденсата в, соответственно, ПНД-5 - ПНД-1 (подогреватели низкого давления).
Топливные кассеты
К твэлам и ТВС предъявляются высокие требования по надежности в течение всего срока службы. Сложность реализации их усугубляется тем, что длина канала составляет 7000 мм при относительно небольшом его диаметре, и при этом должна быть обеспечена машинная перегрузка кассет как на остановленном, так и на работающем реакторе.
|
||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
Разгрузочно-загрузочная машина (РЗМ)
Отличительной особенностью РБМК является возможность перезагрузки топливных кассет без остановки реактора при номинальной мощности. Фактически, это штатная операция и производится она практически ежедневно.Установка машины над соответствующим каналом производится по координатам, а точное наведение на канал с помощью оптико-телевизионной системы, через которую можно наблюдать головку пробки канала, или с помощью контактной системы, в которой возникает сигнал при касании детектора с боковой поверхностью верха стояка канала.
В РЗМ имеется окруженный биологической защитой (контейнером) герметичный пенал-скафандр, снабженный поворотным магазином с четырьмя гнездами для ТВС и других устройств. Скафандр оборудован специальными механизмами для выполнения работ по перегрузке.
При перегрузке топлива скафандр уплотняется по наружной поверхности стояка канала, и в нем создается давление воды, равное давлению теплоносителя в каналах. В таком состоянии разуплотняется запорная пробка, извлекается отработавшая ТВС с подвеской, устанавливается новая ТВС и уплотняется пробка. Во время всех этих операций вода из РЗМ поступает в верхнюю часть канала и, смешиваясь с основным теплоносителем, выводится из канала по отводящему трубопроводу. Таким образом, при перегрузке топлива обеспечивается непрерывная циркуляция теплоносителя через перегружаемый канал, при этом вода из канала не попадает в РЗМ.
Научный руководитель проекта: ИАЭ им. И. В. Курчатова , Академик Александров А. П.
Генеральный проектировщик (ЛАЭС): ГСПИ-11 (ВНИПИЭТ), Гутов А. И.
Главный конструктор турбоустановки: ХТГЗ, «Турбоатом» , Косяк Ю. Ф.
Разработчик металлоконструкции: ЦНИИПСК , Мельников Н. П.
Головная материаловедческая организация: «Прометей», Копырин Г. И.
Проектировщик и изготовитель электромеханического оборудования СУЗ, КТО: КБ завода «Большевик» , Клаас Ю. Г.
На данный момент серия этих реакторов включает в себя три поколения. Головной реактор серии - 1-й и 2-й блоки Ленинградской АЭС .
Энциклопедичный YouTube
1 / 5
✪ Энергетические ядерные реакторы
✪ Демонтаж ТК и каналов СУЗ
✪ Самый первый РБМК: уходит легенда
✪ Монтаж контура многократной принудительной циркуляции реактора РБМК-1000
✪ НАЭС Снятие с Эксплуатации 1го энергоблока
Субтитры
История создания и эксплуатации
Реактор первой в мире АЭС (АМ-1 («Атом Мирный»), Обнинская АЭС , 1954 год) был именно уран-графитовым канальным реактором с водяным теплоносителем. Отработка технологий уран-графитовых реакторов производилась на промышленных реакторах, в том числе реакторах «двойного» назначения (двухцелевых реакторах), на которых, помимо «военных» изотопов, производилась электроэнергия, а тепло использовалось для отопления близлежащих городов.
Промышленные реакторы, которые были построены в СССР: А (1948 год), АИ (ПО «Маяк» в Озёрске), реакторы АД (1958 г.), АДЭ-1 (1961 г.) и АДЭ-2 (1964 г.) (Горно-химический комбинат в Железногорске), реакторы И-1 (1955 г.), ЭИ-2 (1958 г.), АДЭ-3, АДЭ-4 (1964 г.) и АДЭ-5 (1965 г.) (Сибирский химический комбинат в Северске) .
Разработка собственно реакторов РБМК началась с середины 60-х годов и опиралась, в значительной мере, на большой и успешный опыт проектирования и строительства промышленных уран-графитовых реакторов. Основные преимущества реакторной установки виделись создателями в:
- максимальном применении опыта уран-графитовых реакторов;
- отработанных связях между заводами, налаженном выпуске основного оборудования;
- состоянии промышленности и строительной индустрии СССР;
- многообещающих нейтронно-физических характеристиках (малое обогащение топлива).
В целом конструктивные особенности реактора повторяли опыт предыдущих уран-графитовых реакторов. Новыми стали топливный канал, сборки тепловыделяющих элементов из новых конструкционных материалов - сплавов циркония , и с новой формой топлива - металлический уран был заменён его диоксидом, а также параметры теплоносителя. Реактор изначально проектировался как одноцелевой - для производства электрической и тепловой энергии.
Работы над проектом начались в ИАЭ (РНЦ КИ) и НИИ-8 (НИКИЭТ) в 1964 году . В 1965 году проект получил название Б-190, а его конструирование было поручено КБ завода «Большевик». В 1966 году решением министерского НТС работа над проектом была поручена НИИ-8 (НИКИЭТ), руководимому Доллежалем .
При строительстве первых энергетических АЭС в СССР бытовало мнение, что атомная станция является надёжным источником энергии, а возможные отказы и аварии - маловероятные или даже гипотетические события. Кроме того, первые блоки сооружались внутри системы среднего машиностроения и предполагали эксплуатацию организациями этого министерства. Правила по безопасности на момент разработки либо отсутствовали, либо были несовершенны. По этой причине на первых энергетических реакторах серий РБМК-1000 и ВВЭР-440 не было в достаточном количестве систем безопасности, что потребовало в дальнейшем серьёзной модернизации таких энергоблоков. В частности, в первоначальном проекте первых двух блоков РБМК-1000 Ленинградской АЭС не было гидробаллонов системы аварийного охлаждения реактора (САОР), количество аварийных насосов было недостаточным, отсутствовали обратные клапаны (ОК) на раздаточно-групповых коллекторах (РГК) и пр. В дальнейшем, в ходе модернизации, все эти недостатки были устранены.
Дальнейшее строительство блоков РБМК предполагалось осуществлять для нужд Министерства энергетики и электрификации СССР . Учитывая меньший опыт работы Минэнерго с АЭС, в проект были внесены существенные изменения, повышающие безопасность энергоблоков. Кроме того, были внесены изменения, учитывающие опыт работы первых РБМК. В том числе были применены гидробаллоны САОР, функцию аварийных электронасосов САОР стали выполнять 5 насосов, применены обратные клапаны в РГК, сделаны другие доработки. По этим проектам были построены энергоблоки 1, 2 Курской АЭС и 1, 2 Чернобыльской АЭС. На этом этапе закончилось строительство энергоблоков РБМК-1000 первого поколения (6 энергоблоков).
Дальнейшее совершенствование АЭС с РБМК началось с проработки проектов второй очереди Ленинградской АЭС (энергоблоки 3, 4). Основной причиной доработки проекта стало ужесточение правил безопасности. В частности, была внедрена система баллонной САОР, САОР длительного расхолаживания, представленная 4 аварийными насосами. Система локализации аварии была представлена не баком-барботером, как ранее, а башней локализации аварий, способной аккумулировать и эффективно препятствовать выбросу радиоактивности при авариях с повреждением трубопроводов реактора. Были сделаны другие изменения. Основной особенностью третьего и четвёртого энергоблоков Ленинградской АЭС стало техническое решение о расположении РГК на высотной отметке, превышающей высотную отметку активной зоны . Это позволяло в случае аварийной подачи воды в РГК иметь гарантированный залив активной зоны водой. В дальнейшем это решение не применялось.
После строительства энергоблоков 3, 4 Ленинградской АЭС, находящейся в ведении Министерства среднего машиностроения, началось проектирование реакторов РБМК-1000 для нужд Минэнерго СССР. Как отмечалось выше, при разработке АЭС для Минэнерго, в проект вносились дополнительные изменения, призванные повысить надёжность и безопасность АЭС, а также увеличить её экономический потенциал. В частности, при доработке вторых очередей РБМК был применен барабан-сепаратор (БС) большего диаметра (внутренний диаметр доведен до 2,6 м ), внедрена трёхканальная система САОР, первые два канала которых снабжались водой от гидробаллонов, третий - от питательных насосов. Увеличено количество насосов аварийной подачи воды в реактор до 9 штук и внесены другие изменения, существенно повысившие безопасность энергоблока (уровень исполнения САОР удовлетворял документам, действовавшим в момент проектирования АЭС. Существенно увеличились возможности системы локализации аварий, которая была рассчитана на противодействие аварии, вызванной гильотинным разрывом трубопровода максимального диаметра (напорный коллектор главных циркуляционных насосов (ГЦН) Ду 900). Вместо баков-барботеров первых очередей РБМК и башен локализации 3 и 4 блоков ЛАЭС, на РБМК второго поколения Минэнерго были применены двухэтажные бассейны-локализаторы, что существенно повысило возможности системы локализации аварий (СЛА). Отсутствие гермооболочки компенсировалось стратегией применения системы плотно-прочных боксов (ППБ), в которых располагались трубопроводы контура многократной принудительной циркуляции теплоносителя. Конструкция ППБ, толщина стен рассчитывались из условия сохранения целостности помещений при разрыве находящегося в нём оборудования (вплоть до напорного коллектора ГЦН Ду 900 мм). ППБ не охватывался БС и пароводяные коммуникации. Также при строительстве АЭС реакторные отделения строились дубль-блоком, что означает, что реакторы двух энергоблоков находятся по существу в одном здании (в отличие от предыдущих АЭС с РБМК, в которых каждый реактор находился в отдельном здании). Так были исполнены реакторы РБМК-1000 второго поколения: энергоблоки 3 и 4 Курской АЭС, 3 и 4 Чернобыльской АЭС, 1 и 2 Смоленской АЭС (итого, вместе с 3 и 4 блоком Ленинградской АЭС, 8 энергоблоков).
В общей сложности сдано в эксплуатацию 17 энергоблоков с РБМК. Срок окупаемости серийных блоков второго поколения составил 4-5 лет.
Вклад АЭС с реакторами РБМК в общую выработку электроэнергии всеми АЭС России составляет порядка 50 % .
Характеристики РБМК
| Характеристика | РБМК-1000 | РБМК-1500 | РБМКП-2400 (проект) |
МКЭР-1500 (проект) |
|---|---|---|---|---|
| Тепловая мощность реактора, МВт | 3200 | 4800 | 5400 | 4250 |
| Электрическая мощность блока, МВт | 1000 | 1500 | 2000 | 1500 |
| КПД блока, % | 31,3 | 31,3 | 37,0 | 35,2 |
| Давление пара перед турбиной, атм | 65 | 65 | 65 | 65? |
| Температура пара перед турбиной, °C | 280 | 280 | 450 | |
| Размеры активной зоны , м: | ||||
| - высота | 7 | 7 | 7,05 | 7 |
| - диаметр (ширина×длина) | 11,8 | 11,8 | 7,05×25,38 | 14 |
| Загрузка урана , т | 192 | 189 | 220 | |
| Обогащение , % 235 U | ||||
| - испарительный канал | 2,6-3,0 | 2,6-2,8 | 1,8 | 2-3,2 |
| - перегревательный канал | - | - | 2,2 | - |
| Число каналов: | ||||
| - испарительных | 1693-1661 | 1661 | 1920 | 1824 |
| - перегревательных | - | - | 960 | - |
| Среднее выгорание, МВт·сут/кг: | ||||
| - в испарительном канале | 22,5 | 25,4 | 20,2 | 30-45 |
| - в перегревательном канале | - | - | 18,9 | - |
| Размеры оболочки твэла (диаметр×толщина), мм: | ||||
| - испарительный канал | 13,5×0,9 | 13,5×0,9 | 13,5×0.9 | - |
| - перегревательный канал | - | - | 10×0,3 | - |
| Материал оболочек твэлов: | ||||
| - испарительный канал | + 2,5 % | + 2,5 % | + 2,5 % | - |
| - перегревательный канал | - | - | Нерж. сталь | - |
Конструкция
Одной из целей при разработке реактора РБМК было улучшение топливного цикла. Решение этой проблемы связано с разработкой конструкционных материалов, слабо поглощающих нейтроны и мало отличающихся по своим механическим свойствам от нержавеющей стали. Снижение поглощения нейтронов в конструкционных материалах даёт возможность использовать более дешёвое ядерное топливо с низким обогащением урана (по первоначальному проекту - 1,8 %). Позднее степень обогащения урана была увеличена.
РБМК-1000
В каждом топливном канале установлена кассета, составленная из двух тепловыделяющих сборок (ТВС) - нижней и верхней. В каждую сборку входит 18 стержневых твэлов . Оболочка твэла заполнена таблетками из диоксида урана . По первоначальному проекту обогащение по урану-235 составляло 1,8 %, но, по мере накопления опыта эксплуатации РБМК, оказалось целесообразным повышать обогащение . Повышение обогащения в сочетании с применением выгорающего поглотителя в топливе позволило увеличить управляемость реактора, повысить безопасность и улучшить его экономические показатели. В настоящее время осуществлён переход на топливо с обогащением 2,8 %.
Реактор РБМК работает по одноконтурной схеме. Циркуляция теплоносителя осуществляется в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). В активной зоне вода, охлаждающая твэлы, частично испаряется и образующаяся пароводяная смесь поступает в барабаны-сепараторы . В барабан-сепараторах происходит сепарация пара, который поступает на турбоагрегат. Остающаяся вода смешивается с питательной водой и с помощью главных циркуляционных насосов (ГЦН) подается в активную зону реактора. Отсепарированный насыщенный пар (температура ~284 °C ) под давлением 70-65 кгс/см 2 поступает на два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт . Отработанный пар конденсируется , после чего, пройдя через регенеративные подогреватели и деаэратор , подается с помощью питательных насосов (ПЭН) в КМПЦ.
Реакторы РБМК-1000 установлены на Ленинградской АЭС , Курской АЭС , Чернобыльской АЭС , Смоленской АЭС .
Авария на ЧАЭС
РБМК-1500
В РБМК-1500 мощность повышена за счёт увеличения удельной энергонапряжённости активной зоны путём увеличения мощности ТК в 1,5 раза при сохранении его конструкции. Это достигается интенсификацией теплосъёма с твэлов при помощи применения в ТВК специальных интенсификаторов теплообмена (турбулизаторов) в верхней части обеих ТВС . Всё вместе это позволяет сохранить прежние габариты и общую конструкцию реактора.
В процессе эксплуатации выяснилось, что из-за высоких неравномерностей энерговыделения, периодически возникающие повышенные (пиковые) мощности в отдельных каналах приводят к растрескиванию оболочек твэлов. По этой причине мощность была снижена до 1300 МВт .
Данные реакторы были установлены на Игналинской АЭС (), и планировались к установке по первоначальному проекту Костромской АЭС .
РБМК-2000, РБМК-3600, РБМКП-2400, РБМКП-4800, (прежние проекты)
В силу общей особенности конструкции реакторов РБМК, в которой активная зона, подобно кубикам, набиралась из большого числа однотипных элементов, идея дальнейшего увеличения мощности напрашивалась сама собой.
РБМК-2000, РБМК-3600
В проекте РБМК-2000 увеличение мощности планировалось за счёт увеличения диаметра топливного канала, числа твэлов в кассете и шага трубной решётки ТК. При этом сам реактор оставался в прежних габаритах.
РБМК-3600 был только концептуальным проектом , о его конструктивных особенностях известно мало. Вероятно, вопрос повышения удельной мощности в нём решался, подобно РБМК-1500, путём интенсификации теплосъёма, без изменения конструкции его основы РБМК-2000 - и, следовательно, без увеличения активной зоны.
РБМКП-2400, РБМКП-4800
Отличаются от всех РБМК активной зоной в форме прямоугольного параллелепипеда и наличием перегревательных каналов из нержавеющей стали. Температура пара в РБМКП-2400 и РБМКП-4800 450 градусов по цельсию [ ] .
МКЭР (современные проекты)
Ожидаемый КПД - 35,2 %, срок службы 50 лет, обогащение 2,4 %.
Достоинства
Практика эксплуатации
Авария 1982, согласно внутреннему анализу главного проектировщика (НИКИЭТ), была связана с действиями оперативного персонала, грубо нарушившего технологический регламент .
| Энергоблок | Тип реактора | Состояние | Мощность (МВт) |
Генерирующая мощность (МВт) |
|---|---|---|---|---|
| РБМК-1000 | остановлен в 1996 году | 1000 | ||
| РБМК-1000 | остановлен в 1991 году | 1000 | ||
| РБМК-1000 | остановлен в 2000 году | 1000 | ||
| РБМК-1000 | разрушен аварией в 1986 году | 1000 | ||
| РБМК-1000 | строительство остановлено в 1987 году | 1000 | ||
| РБМК-1000 | строительство остановлено в 1987 году | 1000 | ||
| РБМК-1500 | остановлен в 2004 году | 1300 | ||
Игналина-2 |
РБМК-1500 | остановлен в 2009 году | 1300 | |
Игналина-3 |
РБМК-1500 | строительство остановлено в 1988 году | 1500 | |
Игналина-4 |
РБМК-1500 | проект отменён в 1988 году | 1500 | |
| РБМК-1500 | строительство остановлено в 1990 году | 1500 | ||
Кострома-2 |
РБМК-1500 | строительство остановлено в 1990 году | 1500 | |
| РБМК-1000 | активен | 1000 | ||
| РБМК-1000 | активен | 1000 | ||
| РБМК-1000 | активен | 1000 | ||
| РБМК-1000 | активен | 1000 | ||
| РБМК-1000 | строительство остановлено в 2012 году | 1000 | ||
| РБМК-1000 | строительство остановлено в 1993 году | 1000 | ||
| РБМК-1000 | активен | 1000 | ||
Ленинград-2 |
РБМК-1000 | активен | 1000 | |
Ленинград-3 |
РБМК-1000 | активен | 1000 | |
Ленинград-4 |
РБМК-1000 | активен | 1000 | |
| РБМК-1000 | активен | 1000 | ||
Смоленск-2 |
РБМК-1000 | активен | 1000 | |
1. Введение
2. Система управления и защиты в реакторе РБМК-1000
3.Стержни СУЗ
4.Снижение положительного эффекта реактивности при обезвоживании КО СУЗ
5. Дифференциальная и интегральная характеристики стержня
6. Структурная схема управления реактором РБМК
Система управления и защиты в реакторе РБМК-1000
Для непрерывной работы реактора активная зона должна находиться в критическом состоянии. Следовательно, для работы реактора необходимо, чтобы активная зона имела избыточную реактивность для компенсации постепенного уменьшения количества делящегося материала в процессе выгорания, а также для компенсации изменения реактивности в связи с накоплением продуктов деления. Эту избыточную реактивность необходимо компенсировать все время, чтобы реактор находился в критическом состоянии при работе на стационарном уровне мощности. Такая задача решается с помощью органов регулирования, в которых применяются материалы, являющиеся сильными поглотителями нейтронов. Органы регулирования при этом выполняют следующие задачи:
Регулируют энерговыделение в активной зоне;
Осуществляют быструю остановку реактора;
Компенсируют быстрое и медленное изменение реактивности, обусловленное температурными колебаниями, накоплением продуктов деления и истощением делящегося материала.
В реакторостроении для изменения нейтронного потока наиболее широкое распространение получил способ, при котором регулируется количество веществ, поглощающих нейтроны. Следует отметить, что очень большое сечение поглощения приведет к быстрому истощению поглощающего материала из-за превращения его ядер в другие ядра, которые не являются сильными поглотителями нейтронов. По этой причине сильные поглотители нейтронов используются большей частью в качестве выгорающих поглотите- лей, количество которых в активной зоне должно постепенно уменьшаться для компенсации уменьшения количества делящегося материала в процессе выгорания. Для успешной работы в реакторных условиях материалы органов регулирования должны обладать такими свойствами, как механическая прочность, высокая коррозионная стойкость, химическая стабильность при рабочей температуре и облучении, относительно низкая плотность, чтобы орган регулирования мог быстро перемещаться, доступность и относительно низкая цена, хорошая обрабатываемость.
В СУЗ РБМК-1000 управление нейтронным потоком осуществляется введением в активную зону стержней-поглотителей, содержащих бор. Естественный бор состоит из двух изотопов (19 % 10В и 81 % 11В) и имеет более низкую поглощающую способность, чем 10В. Бор редко используется в чистом виде, для изготовления стержней в основном применяется карбид бора (В4С) − тугоплавкий материал, имеющий точку плавления между 2340 и 2480 °С. Для изготовления изделий из карбида бора в основном применяют методы порошковой металлургии. Основная проблема при использовании карбида бора заключается в его распухании в результате образования газообразного гелия по следующим нейтронным реакциям: 10 3 4 B H 2 He n + → +⎡ ⎤ ⎣ ⎦; 10 7 4 B Li He. n + → + Перемещение стержня-поглотителя осуществляется с помощью исполнительного механизма. Исполнительные механизмы работают в комплекте с указателями положения стержней в активной зоне, снабженными сельсинами-датчиками, и ограничителями хода стержней в крайних положениях. Точность указателей ±50 мм. Ин- формация о положении стержней выдается на сельсины-указатели, работающие в индикаторном режиме в паре с сельсин-датчиками и размещенные на мнемотабло СУЗ на БЩУ и на плато реактора в центральном зале. Стержень-поглотитель и исполнительный механизм образуют исполнительный орган.
В состав СУЗ входят исполнительные органы.
Исполнительные органыРР предназначены для ручного регулирования поля энерговыделения, УСП – для ручного регулирования поля энерговыделения в нижней половине активной зоны. Их отличительные особенности – ввод снизу активной зоны и половинная длина относительно длины стержней РР. Исполнительные органы АР, ЛАР входят в состав авторегуляторов мощности реактора, которые представлены следующими автоматическими регуляторами: АРМ – регулятор малого уровня мощности;
АР – два регулятора основного диапазона мощности, в работе может находиться только один регулятор, второй – в режиме готовности;
ЛАР – локальный автоматический регулятор мощности реактора, используется в основном диапазоне мощности; с помощью ЛАР осуществляется регулирование мощности 9−12 зон, на которые условно разбита активная зона реактора.
Исполнительные органы ЛАЗ выполняют функцию предупредительной защиты, вводятся в активную зону до момента снятия аварийного сигнала при аварийном превышении заданного уровня мощности в зонах регулирования ЛАР. Исполнительные органы ЛАЗ могут использоваться для ручного регулирования. Для возможности выполнения исполнительными органами ЛАЗ своих защитных функций логической схемой ЛАЗ накладываются ограничения на их положение в активной зоне. Исполнительные органы ЛАЗ используются также для реализации режима перекомпенсации (ПК-АЗ). Режим ПК предназначен для дополнительного ввода в автоматическом режиме отрицательной реактивности во время аварийного снижения мощности АЗ-1, АЗ-2, управляемого снижения мощности (УСМ), осуществляемого включенным авторегулятором ЛАР или 1(2)АР. Необходимость дополнительного ввода отрицательной реактивности связана с тем, что исполнительные органы авторегулятора не могут обеспечить требуемую скорость аварийного снижения мощности. Исполнительные органы БАЗ предназначены только для аварийного останова реактора. Для выполнения своих функций они должны постоянно находиться во взведенном состоянии. Система управления и защиты в реакторе РБМК − практически единственное средство оперативного управления реактивностью, в том числе заглушения реактора и обеспечения подкритичности. То есть является элементом очень важным с точки зрения обеспечения ядерной безопасности РУ. Рассмотрим более подробно некоторые элементы СУЗ.
Стержни СУЗ
В настоящее время на реакторах используются стержни СУЗ четырех типов.
Стержни РР (АР, ЛАЗ, ЛАР) Их конструкция сложилось в результате усовершенствования конструкции стержней СУЗ реакторов первых очередей при вне- дрении мероприятий по повышению безопасности. Отличительной особенностью от предыдущих конструкций является то, что длина стержней СУЗ увеличена до 6,55 м (на первых очередях они имеют длину 5,5 м, на вторых − 6,2 м) и при положении стержней на ВК поглощающая часть находится на верхнем срезе активной зоны, а низ вытеснителя − на нижнем срезе активной зоны. Это обеспечивает ввод отрицательной реактивности во всем диапазоне перемещения и исключает ввод положительной реактивности во всех ситуациях, что не исключалось при прежней конструкции. Конструкция и расположение стержня РР канале СУЗ. Недостаток стержней данной конструкции − наличие большого столба воды (~ 2,5 м) между вытеснителем и поглотителем в районе телескопического соединения. Это является причиной большого положительного эффекта обезвоживания КО СУЗ в критическом состоянии. С целью уменьшения данного недостатка при дальнейшем усовершенствовании этих стержней СУЗ разработана конструкция с утолщенным телескопом и юбочной конструкцией нижних поглотителей. Стержни данной конструкции внедрены на САЭС.
Конструкция и расположение стержня РР канале СУЗ:
1 – сервопривод; 2 – напорный трубопровод; 3 – головка канала; 4 – защитная пробка; 5 – поглощающий стержень; 6 – телескопическая штанга вытеснителя; 7 – вытеснитель; 8 – сливной трубопровод
После установки 25 стержней эффект обезвоживания КО СУЗ в критическом состоянии, измеренный на холодном реакторе, уменьшился на 0,1 β. После установки 50 стержней на 1, 2 блоках величина эффекта обезвоживания КО СУЗ уменьшается на β. Стержни данной конструкции набираются в режимы РР, ЛАЗ. Скорость ввода стержней в активную зону по сигналу от ключа управления 17−18 с, по сигналу аварийной защиты – 12 с. Стержни быстрой аварийной защиты (БАЗ) Они отличаются от предыдущих тем, что у них отсутствует вытеснитель и диаметр поглощающих элементов больше, чем у стержней РР. Кроме того, каналы для стержней БАЗ имеют пленочное охлаждение. Скорость ввода стержней БАЗ от ключа управления 6−7 с, по сигналу БАЗ – 2,5 с. Эффективность стержней БАЗ составляет ∼ 2 β. Имея такие характеристики, стержни БАЗ обеспечивают совместно с другими стержнями достаточную скорость ввода отрицательной реактивности (1 β/с) по сигналу БАЗ и гарантировано глушат реактор. Укороченные стержни поглотители УСП Стержни УСП состоят из тех же конструкционных элементов, что и стержни РР: поглотителя из четырех звеньев длиной 4088 мм и вытеснителя из шести звеньев длиной 6700 мм. Ход стержней УСП − 3500 мм. Стержни УСП, в отличие от всех других типов стержней, вводятся в активную зону снизу. Вместо телескопического несущего элемента между поглотителем и вытеснителем установлен неподвижный несущий элемент. На всем пути перемещения стержня УСП сохраняется постоянный зазор между поглотителем и вытеснителем, величина зазора составляет 150 мм. Наличие УСП а активной зоне реактора обусловлено такими конструктивными особенностями реактора РБМК-1000, как:
Наличие пара в верхней части активной зоны, приводящее к тому, что верхние части ДП полностью погруженных стержней СУЗ эффективнее нижних;
Запас реактивности на частично погруженных стержнях РР, АР реализуется в верхней части активной зоны;
Столбы воды между поглотителями и вытеснителями стержней СУЗ, находящихся на ВК, поглощают нейтроны лучше, чем вытеснители.
Все эти особенности приводят к тому, что поле энерговыделения смещается в нижнюю часть активной зоны. Для поддержания его формы, близкой к симметричной, предусмотрены УСП. У них длина поглощающей части 4 м, и они вводятся снизу. Схема расположения стержней исполнительных механизмов СУЗ по высоте активной зоны реакторов РБМК
РБМК - тепловой одноконтурный энергетический реактор с кипящим водяным теплоносителем в каналах и прямой подачей насыщенного пара в турбины. Замедлителем является графит. Эксплуатируются РБМК мощности 1000 и 1500 МВт. По состоянию на 2009 год эксплуатируется 12 энергоблоков с РБМК на четырёх АЭС.
Подвод теплоносителя осуществляется отдельно к каждому каналу, при этом существует возможность регулировать расход воды через канал. В связи особенностями физики реактора тепловая энергия выделяется неравномерно по объему. Проходя по каналу часть воды испаряется, в каналах с максимальной мощностью массовое паросодержание на выходе достигает 20 %, среднее паросодержание на выходе из реактора 14.5 %.
Кипящая вода из реактора пропускается через паросепараторы. Затем насыщенный пар (температура 284 °C) под давлением 65 атм поступает на два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт. Отработанный пар конденсируется, после чего циркуляционные насосы подают воду на вход в реактор. Два паросепаратора РУ РБМК-1000 имеют цилиндрический горизонтальный стальной корпус длиной 30 м и диаметром 2,3 м. Пароводяная смесь со средним содержанием пара около 15 % (по массе) подводится сбоку через подающие патрубки непосредственно от каналов реактора.
| Тепловая мощность реактора, МВт | |
| Электрическая мощность реактора, МВт | |
| Загрузка топлива в стационарном режиме, т. | |
| Высота активной зоны, м. | |
| Диаметр активной зоны, м. | 11,8. |
| Средняя удельная мощность топлива на 1 кг урана, кВт/кг | 16,7 |
| Средняя температура воды в активной зоне, o С | |
| Средняя плотность воды в активной зоне, г/см 3 | 0,516 |
| Размер графитового блока, см | 25х25 |
| Плотность графита, г/см 3 | 1,65 |
| Число технологических каналов | |
| Диаметр отверстия в графитовом блоке, см. | 11,4 |
| Число ТВЭЛов в технологическом канале | |
| Наружный диаметр ТВЭЛа, см | 1,35 |
| Толщина циркониевой оболочки ТВЭЛа, мм.. | 0,9 |
| Диаметр топливной таблетки, см | 1,15. |
| Плотность UO 2 , г/см 3 | 10,5 |
Таб. 21 Основные характеристики активной зоны РБМК-1000.
Одним из преимуществ канальных РБМК перед корпусными ВВЭР, является возможность перегрузки выгоревшего топлива без остановки реактора. Загрузка топлива в реактор осуществляется с помощью разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ ). При перегрузки канала РЗМ герметично соединяется с верхней часть канала, в ней создается такое же давление, как и в канале, отработанная ТВС извлекается в РЗМ свежая ТВС устанавливается в канал.
В начале эксплуатации реакторов РБМК-1000 использовалось топливо с обогащением 1,8% однако в дальнейшем оказалось целесообразным перейти к топливу с обогащением 2%. В настоящее время осуществляется переход на топливо с обогащением 2,8%.
ТВС и ТВЭЛ реактора РБМК
К ТВЭЛам и ТВС предъявляются высокие требования по надежности в течение всего срока службы. Сложность реализации их усугубляется тем, что длина канала составляет 7000 мм при относительно небольшом его диаметре, и при этом должна быть обеспечена машинная перегрузка кассет как на остановленном, так и на работающем реакторе. Напряженные условия работы ТВС в реакторах РБМК предопределили необходимость проведения большого комплекса предреакторных и реакторных испытаний. Основные параметры, характеризующие условия работы ТВС
В активной зоне реактора РБМК-1000 находится 1693 канала с ТВС, а в РБМК-1500 - 1661 канал. ТВС в процессе эксплуатации в реакторе неподвижны. Регулирование ядерной реакции, поддержания заданной мощности реактора, переход с одного уровня мощности на другой и остановка реактора осуществляются вертикальным перемещением органов регулирование системы управления и защиты в активной зоне.
В реакторах РБМК-1000 и РБМК-1500 применяется два типа ТВС: ТВС рабочая и ТВС рабочая под гамма камеру. ТВС разных типов имеют некоторые конструктивные отличия.
Конструкция ТВС РБМК-1000 и РБМК-1500 с выгорающим поглотителем, и с дистанционирующими решетками из циркониевых сплавов имеет геометрическую стабильность при выгораниях 30 -35 МВт сут/кг урана, обеспечивает высокую безопасность и хорошие экономические показатели активных зон реакторов РБМК. В ТВС РБМК-1000, как правило, используется регенерированное топливо.
В состав ТВС входят два пучка ТВЭЛов, два хвостовика, стержень центральный со штангой (для ТВС рабочей) или труба несущая с центральной полостью для расположения датчиков (для ТВС рабочей под гамма камеру), крепежные и фиксирующие детали.
В ТВС верхний пучок ТВЭЛов соединяется с нижним с помощью стержня центрального со штангой или трубы несущей и крепежных деталей. Общая длина ТВС РБМК составляет 10 м с топливной частью 7 м, в сечении ТВС имеет форму круга диаметром 79 мм, масса ТВС около 185 кг. ТВС РБМК - безчехловая ТВС.
Пучок ТВЭЛов состоит из 18 ТВЭЛов, каркаса с дистанционирующими решетками и 18 обжимных колец, предназначенных для крепления ТВЭЛов в концевой решетке ТВС.
ТВЭЛы - главные функциональные элементы ТВС, одним концом крепятся к концевой решетке, другой конец остается свободным. ТВЭЛы конструктивно представляют собой трубки из сплава циркония, заполненные таблетками спеченного диоксида урана с оксидом эрбия, герметизированные заглушками посредством сварки. Применение ТВЭЛов с оксидом эрбия, интегрированным в топливо, позволило улучшить энергораспределение по реактору, повысить безопасность и технико-экономические характеристики активных зон реакторов РБМК.
Составные части ТВС РБМК-1500 те же, что и ТВС РБМК-1000. Отличие состоит в том, что с целью турбулизации потока теплоносителя и интенсификации теплосъема с ТВЭЛов на верхнем пучке ТВЭЛов дополнительно установлены 18 решеток интенсификаторов теплообмена.
7.3 PWR (Pressurized Water Reactor). Российский аналог (ВВЭР).
PWR - реактор корпусного типа, работающий под высоким давлением водного теплоносителя, некипящий, двухконтурный. PWR самый распространенный тип реактора в мире.
Реактор PWR состоит из корпуса толщиной 150 мм. с внутренним диаметром 5 м, снабженного четырьмя подводящими и четырьмя отводящими патрубками, расположенными в верхней части корпуса на одном уровне. Диаметр патрубков и трубопроводов первого контура 750 мм. Внутренняя поверхность всего первого контура, включая съемную сферическую крышку, плакирована слоем аустенитной нержавеющей стали.
Активная зона набрана из квадратных ТВС, содержащих пучок стержневых ТВЭЛов с диоксидом обогащенного урана. ТВС бесчехловая, она включает в себя наряду с пучком ТВЭЛов и подвижные поглощающие элементы (ПЭЛ).
Перегрузка топлива в реакторах PWR, как и в реакторах ВВЭР, осуществляется при полном сбросе нагрузки и со съемом крышки. Загрузка топлива при каждой частичной перегрузке ведется ТВС с обогащением урана 3,4% в периферийную область активной зоны. Выгрузка отработавших свой ресурс ТВС осуществляется из центральной зоны.
Теплоноситель первого контура находится под давление 150 атм. Температура на выходе из активной зоны реактора 315 ° C, на входе около 275 ° C. Теплоносителя прокачивается вокруг первичного контура мощными насосами, которые могут потреблять до 6 МВт каждая.
Разогретый теплоноситель первого контура поступает в парогенератор, где тепло передается к нижней среднее давление охлаждающей жидкости, которая испаряется с давлением пара. Передача тепла осуществляется через парогенератор, без смешения двух жидкостей, что является желательным, поскольку главная теплоносителя может стать радиоактивными.
Реакторы PWR имеют отрицательный температурный коэффициент реактивности, поэтому в случае аварии и превышения критичности реактора, снижение мощности реактора происходит автоматически.
В СУЗ для поддержания критичности реактора кроме раствора бора и поглощающих стержней используют возможности управления мощностью с помощью контроля отвода тепла. Увеличение температуры в петле первого контура приводит к уменьшению мощности и наоборот. При незапланированном росте мощности оператор может добавить борную кислоту или уменьшить мощность насоса для повышения температуры теплоносителя первого контура.
Преимущества:
- отрицательный мощностный коэффициент реактивности.
- низкая стоимость теплоносителя и замедлителя.
- теплоноситель второго контура не загрязняется РАО.
Недостатки:
- Повышенные требования к прочности корпуса, и конструктивных материалов в связи с высоким давлением в нутрии первого контура.
- Высокая стоимость парогенератора.
- Пароциркониевая реакция с выделением водорода.
Примечание: Самая крупная авария после аварии на ЧАЭС 1986 года (уровень 7 INES), произошла с реактором PWR в 1979 году на АЭС «Три-Майл Айленд» США (уровень 5 INES).
Конструкции каналов уран-графитовых реакторов АЭС
Тепловыделяющая часть канала РБМК-1000
(рис. 2.31) состоит из двух ТВС, несущего
центрального стержня, хвостовика, штанги, наконечника. ТВС собирается из
18 твэлов стержневого типа диаметром 13,5x0,9 мм, каркаса и крепежных
деталей; ТВС взаимозаменяемы. Каркас состоит из центральной трубы, на
которой закреплены одна концевая и десять дистанционирующих решеток.
Дистанционирующие решетки служат для обеспечения требуемого
расположения твэлов в поперечном сечении ТВС и крепятся в центральной
трубе. Крепление дистанционирующих решеток позволяет им смещаться вдоль
оси на расстояние 3,5 м при тепловом расширении твэлов. Крайняя
дистанционирующая решетка крепится на шпонке для увеличения жесткости
против скручивания пучка.
Дистанционирующая решетка представляет собой сотовую конструкцию и
собирается из центральной, шеста промежуточных, двенадцати периферийных
ячеек и обода, соединенных между собой точечной контактной сваркой. На
ободе предусмотрены дистанцио-нирующие выступы.
Рис. 2.31. ТВС РБМК-1000:
1 - подвеска; 2 - переходник; 3 - хвостовик; 4 - твэл; 5 - несущий
стержень; 6 - втулка; 7 - наконечник; 8 - гайка
Центральная труба ТВС на конце имеет прямоугольный срез на половину диаметра для стыковки ТВС друг с другом в канале. При этом обеспечивается необходимая соосность твэлов двух ТВС и исключается поворот их относительно друг друга.
Твэлы жестко закреплены в концевых решетках ТВС (на верхней и нижней границах активной зоны), и при работающем реакторе зазор в центре активной зоны выбирается за счет термического расширения. Сокращение расстояния между твэлами в центре активной зоны уменьшает всплеск тепловыделения и снижает температуру топлива и конструкционного материала в зоне заглушек твэлов. Использование двух ТВС по высоте активной зоны позволяет каждой сборке работать в зоне как максимума, так и минимума энерговыделения по высоте.
Все детали ТВС кроме штанги и дистанционирующих решеток изготовляются из циркониевого сплава. Штанга, служащая для соединения сборки с подвеской, и дистанционирующие решетки выполнены из нержавеющей стали Х18Н10Т.
Анализ теплогидравлических и прочностных характеристик реактора РБМК-ЮОО выявил имеющиеся резервы по увеличению мощности установки. Увеличение критической мощности технологического канала, т. е. мощности, при которой на поверхности твэлов наступает кризис теплообмена, сопровождающийся недопустимым повышением температуры циркониевой оболочки, было достигнуто введением в тепловыделяющую сборку интенсификаторов теплообмена. Применение решеток-интенсификаторов с осевой закруткой потока теплоносителя позволило увеличить мощность технологического канала РБМК-1000 в 1,5 раза. Конструкция ТВС РБМК-1500 отличается от конструкции ТВС РБМК-1000 тем, что в верхней ТВС используются дистанционирующие рещетки-интенси-фикаторы, в остальном конструкция ТВС не имеет принципиальных отличий. Сохранение сопротивления контура циркуляции достигается снижением расхода теплоносителя.
Увеличение мощности ТВС вызывает соответствующее увеличение линейной мощности твэлов до 550 Вт/см. Отечественный и зарубежный опыт показывает, что такой уровень линейной мощности не является предельным. На ряде станций США максимальные линейные мощности составляют 570-610 вт/см.
Для монтажа и замены корпуса технологического канала в процессе эксплуатации, а также для организации надежного теплоотвода для графитовой кладки к каналу на средней части его находятся кольца «твердого контакта» (рис. 2.32). Разрезные кольца высотой 20 мм размещаются по высоте канала вплотную друг к другу таким образом, что каждое соседнее кольцо имеет надежный контакт по цилиндрической поверхности либо с трубой канала, либо с внутренней поверхностью графитового блока кладки, а также по торцу между собой. Минимально допустимые зазоры канал- кольцо и кольцо - блок определяются из условия недопустимости заклинивания канала в кладке в результате радиационной усадки графита и увеличения диаметра канала в результате
ползучести материала трубы. Незначительное увеличение зазоров приведет к ухудшению теплоотвода от графита кладки. На верхней части корпуса канала приварено несколько втулок, предназначенных для улучшения теплоотвода от металлоконструкций реактора для обеспечения радиационной безопасности и создания технологических баз при изготовлении корпуса канала.
Рис. 2.32. Установка технологического канала в
графитовой кладке:
1- труба (сплав Zr+2,5 % Nb); 2 - наружное графитовое кольцо; 3 -
внутреннее графитовое кольцо; 4 - графитовая кладка
Как уже отмечалось, циркониевые сплавы применяются в основном для изготовления элементов активной зоны реактора, в которых в полной мере используются их специфические свойства: нейтронная
«прозрачность», жаропрочность, коррозионная и радиационная стойкость и т. п. Для изготовления других частей реактора применяют более дешевый материал - нержавеющую сталь. Сочетание этих материалов определяется требованиями, предъявлямыми к конструкции, а также экономическими соображениями в отношении материалов и технологии. Различие физических, механических и технологических свойств циркониевых сплавов и сталей вызывает проблему их соединения.
В промышленных реакторах известны соединения стали с циркониевыми сплавами механическим способом, например в канадских реакторах «Пикеринг-2, -3 и -4» соединение канальных труб из циркониевого сплава с концевыми фиттингами из отпущенной нержавеющей стали (рис. 2.33) производилось с помощью вальцовки. Однако такие соединения удовлетворительно работают при температуре 200-250 °С. За рубежом исследовались соединения стали с цирконием сваркой плавления (аргонно-дуговой) и сваркой в твердой фазе. Аргонно-дуговая сварка проводится при более высоких температурах, чем сварка в твердой фазе, что приводит к образованию в зоне соединения прослоек хрупких интерметаллидов, отрицательно влияющих на механические и коррозионные свойства шва. Среди исследуемых методов соединения сплавов циркония со сталью в твердой фазе являются сварка взрывом, совместная ковка, штамповка, сварка давлением, совместное прессование, контактно-реактивная пайка, сварка трением и др.
Однако все эти соединения неприменимы для труб технологического канала реактора РБМК, так как все они предназначаются
для работы при других параметрах, и они не могут обеспечить необходимую плотность и прочность.
Средняя циркониевая часть канала РБМК, находящаяся в активной зоне реактора, соединяется с концевыми сборками из нержавеющей стали при помощи специальных переходников сталь- цирконий. Переходники сталь - цирконий получены методом диффузионной сварки.
Сварка осуществляется в вакуумной камере в результате сильного прижатия друг к другу нагретых до высокой температуры деталей из циркониевого сплава и нержавеющей стали. После механической обработки получается переходник, один конец которого- циркониевый сплав, другой - нержавеющая сталь. Для уменьшения напряжений, возникающих в соединении с большой разницей в коэффициентах линейных расширений циркониевого сплава (а = 5,6*10 -6 1/°С) и стали 0Х18Н10Т (а=17,2*10 -6 1/°С), применяется бандаж из биметаллических горячепрессованных труб (сталь марки 0Х18Н10Т + сталь марки 1Х17Н2) (а=11*10 -6 1/°С).
Соединение переходника с циркониевой трубой наружным диаметром 88 и толщиной стенки 4 мм осуществляется электронно-лучевой сваркой. К сварным швам предъявляются те же требования по прочности и коррозионным свойствам, что и к основной трубе. Разработанные режимы электронно-лучевой сварки, способы и режимы механической и термической обработки сварных швов и околошовных зон позволили получить надежные вакуумно-плотные сварные соединения сталь-цирконий.
