Деталі головного ущільнення, зразки - свідки - біологічний захист реактора
Деталі головного ущільнення призначені для ущільнення головного роз'єму корпусу реактора з кришкою верхнього блоку, а також для кріплення кришки до корпусу.
Взаємне розташування деталей вузла ущільнення головного роз'єму представлено на рис.10.
До складу вузла ущільнення головного роз'єму входять:
Кришка верхнього блоку встановлюється на опорний бурт опорної обичайки блоку захисних труб і притягується до корпусу п'ятдесятьма чотирма шпильками М170х6 (див. Рис.10).
Шпилька в зборі має три нарізні частини. Нижня різьбова частина (М170) служить для закріплення шпильки в різьбовому гнізді корпусу. Середня різьбова частина спільно з гайкою служить для утримання кришки верхнього блоку. Верхня частина (М160) служить для з'єднання з гайковерти. Внутрішня частина шпильки виконана порожнистої і в ній розміщений вимірювальний стрижень, який служить для контролю витяжки шпильки при ущільненні реактора. Контроль витяжки шпильки визначається по відносному переміщенню вимірювального стрижня. Витяжка шпильки проводиться гайковерти.
Для збільшення площі контакту гайковерти з фланцем кришки при затягуванні і розущільнення головного роз'єму на фланець встановлюється проміжне кільце.
Корончатая гайка служить для кріплення верхнього блоку і затягування головного роз'єму.
Гайка має різьбу М170 і навертається на середню різьбову частину шпильки в зборі. На циліндричній поверхні гайки є два отвори діаметром 16 мм для транспортування. Верхня торцева частина гайки забезпечена пазами, через які їй передається обертання за допомогою спеціального воротка. Навертання гайки виробляється вручну на витягнуту гайковерти шпильку. Пази надають верхній частині гайки схожість з короною, тому гайка називається «корончатой».
Під гайку встановлюються дві сферичні шайби. Шайби нижні і шайби верхні виконані з одного торця сферичними. У зібраному вигляді шайби сферичними частинами контактують між собою. При цьому знизу встановлюється увігнута шайба, а зверху - опукла. Контакт шайби верхньої з гайкою і шайби нижньої з проміжним кільцем здійснюється по площині.
Щільність головного роз'єму реактора забезпечується шляхом обтиску двох нікелевих пруткових прокладок діаметром 5 мм, які встановлюються в місці контакту фланців кришки і корпусу в V-подібні кільцеві канавки на фланці корпусу. Передбачається заміна нікелевих пруткових прокладок діаметром 5 мм на прокладки більшого діаметра - 6 мм - для зниження вібрації конструкційних елементів реактора.
Зразки - свідки
Важливою умовою безпечної експлуатації корпусних реакторів є контроль за станом металу.
Єдиним способом реального визначення ступеня охрупчивания матеріалів корпусу реактора і запасу їх надійної експлуатації є контроль зміни властивостей металу з використанням зразків-свідків. Результати випробувань зразків-свідків є підставою для встановлення фактичних властивостей матеріалів в умовах експлуатації і використовуються для перевірки проектних розрахункових характеристик опору крихкому руйнуванню і оцінки залишкового радіаційного ресурсу.
Зразки-свідки корпусної сталі призначені для можливості визначення змін механічних властивостей матеріалу корпусу в процесі експлуатації, викликаних радіаційними і температурними впливами.
На зразках-свідках досліджуються основний метал, метал зварного шва і метал околошовной зони (зони термічного впливу) обичайок, розташованих навпроти активної зони.
Вихідним матеріалом для виготовлення зразків - свідків основного металу є метал пробного кільця однієї з обичайок корпусу, розташованої проти активної зони.
Вихідним матеріалом для виготовлення зразків - свідків металу зварного шва і околошовной зони є кільцева зварна проба, виготовлена шляхом зварювання двох кілець тієї ж товщини, по тій же обробленні, при тих же режимах і методах зварювання, тими ж виконавцями, із застосуванням зварювальних матеріалів тієї ж партії, що і зварні шви обичайок активної зони корпусу. Кільця для зварної проби виготовляються з припуску тих, які чітко з боку нижньої циліндричної обичайки активної зони корпусу.
Зварна проба піддається того ж комплексу технічних обробок, що і зварні шви обичайок активної зони.
Заготовки для зразків-свідків виготовляються одночасно з виконанням зварних стиків обичайок в районі активної зони корпусу реактора тими ж виконавцями, тими ж методами, з того ж металу. Заготовки для зразків - свідків вирізаються механічним шляхом з основного металу, з зварного стику, із зони термічного впливу зварного стику.
Зразки-свідки встановлюються і закріплюються нерухомо по кілька штук в герметичні металеві ампули, виготовлені зі сталі 08Х18Н10Т. Ампули з різними зразками мають однакову зовнішню форму у вигляді циліндра зовнішнім діаметром 29 мм довжиною 72 мм, на торцях циліндра з кожного боку є круглі штирі висотою 6 мм, призначені для кріплення ампул в збірці. Ампули із зразками-свідками з'єднуються в збірки. Складання виконані двох типів: збірки з «променевими» зразками - свідками і збірки з «тепловими» зразками - свідками.
Складання з «променевими» зразками - свідками встановлюються і за допомогою байонетнимроз'ємів захоплень в спеціально приварені склянки, розташовані в торцях вісімнадцяти труб у верхній частині вигородки вище палива на 313мм.
Складання з «променевими» зразками-свідками об'єднані в комплекти. В один комплект входить три збірки з «променевими» зразками-свідками. Кількість вихідних комплектів для реактора ВВЕР-1200 реакторної установки ВВЕР-1200 - шість штук.
Шість збірок з «тепловими» зразками-свідками встановлюються на внутрішній поверхні опорної обичайки блоку захисних труб, при цьому труби для збірок приварюються в монтажних умовах, до внутрішньої частини обичайки блоку захисних труб. Установка зразків-свідків проводиться через отвори в перфорованої обечайке БЗТ.
У робочих кресленнях заводу-виготовлювача прийнято позначати комплекти «променевих» збірок буквою Л (1Л. 6Л), а комплекти «теплових» збірок - буквою М (1М. 6М).
Зразки - свідки встановлюються в реактор до проведення фізичного пуску. Терміни вилучення з реактора збірок із зразками - свідками вказані в таблиці 3.
Для дослідження зразків-свідків необхідно визначення щільності потоку швидких нейтронів, їх енергетичного спектру і флюенсу. Знаючи флюенс, можна визначити, досліджуючи зразки - свідки корпусної сталі, фактичну температуру крихкості металу корпусу і порівняти її з допустимою. Конструкція реактора ВВЕР_1200 не дозволяє експериментально визначати значення цих величин на поверхні корпусу реактора через відсутність відповідних експериментальних пристроїв і складності методик вимірювань. Сучасний підхід до вирішення цього завдання заснований на расчётно_експеріментальной методикою визначення характеристик нейтронних потоків, що впливають на корпус реактора. Розроблене фахівцями НЦ «ІЯД» методика застосовується для визначення флюенса нейтронів з енергією понад 0,5 МеВ на корпусі реактора 1 блоку АЕС, починаючи з 7 паливної кампанії. Були проведені також оціночні розрахунки флюенса нейтронів з енергією понад 0,5 МеВ за період експлуатації з першої по шосту паливні завантаження.
Величина флюенса нейтронів з енергією понад 0,5 МеВ, накопичена корпусом реактора за час його експлуатації, є одним з гранично - допустимих параметрів, при яких зберігається розрахунковий ресурс корпусу, його надійність і безпеку. Оціночний сумарний максимальний флюенс на корпусі реактора 1 блоку АЕС за перші десять паливних кампаній становить 1,11х1019 нейтрон / см2, при середній швидкості накопичення флюенса 1,11х1018 нейтрон / см2 за одну паливну кампанію. Якщо такий темп накопичення флюенса нейтронів корпусом реактора збережеться надалі, то гранично - допустимий флюенс, зазначений в «Технічному обґрунтуванні безпеки спорудження та експлуатації АЕС» енергоблоку №1 АЕС (5,7х1019 нейтрон / см2), буде набрано приблизно за 51 рік експлуатації.
Знання значення усередненого за кампанію щільності потоку нейтронів на корпус реактора, дозволяє оцінити ефективність заходів щодо зниження радіаційного навантаження на метал корпусу і матеріал зварних швів ( «проблема нікелю», про яку говорилося вище). Максимальні величини щільності потоку нейтронів з енергією понад 0,5 МеВ на основний метал верхньої обичайки корпусу реактора блоку №1 АЕС для перших десяти паливних кампаній представлені на рис. 11. Починаючи з 10 паливної кампанії, спостерігається істотне зниження щільності потоку швидких нейтронів на КР, обумовлене установкою відпрацьованих ТВЗ з басейну витримки з частково вигорілим паливом на периферії активної зони реактора (так звана завантаження «з мінімальною витоком нейтронів»).
Таблиця 3 Терміни вилучення з реактора зразків-свідків
Номер і індекс комплекту збірок