Проводившиеся в период с 1905 по 1912 исследования продуктов распада урана, тория и актиния (RdTh, MsTh1, MsTh2, RaA, RaE, AcB и др.) Исходной целью использования ядерного топлива является получение тепловой энергии. Накопленный опыт в проектировании и эксплуатации ТВС указывает на то, что экономичность работы реакторов типа ВВЭР достигается при достаточно высоких тепловых нагрузках топлива.

Блок защитных труб

Конструкция реактора ВВЭР1000

      Блок защитных труб (БЗТ) предназначен для фиксации головок ТВС ядерного реактора, удержания от всплытия внутрикорпусных устройств и ТВС активной зоны, защиты рабочих органов, СУЗ от воздействия потока теплоносителя.

      Конструкционно БЗТ состоит из:

  • нижней перфорированной плиты, имеющей устройства для фиксации головок ТВС-ловители ТВС и в которой закрепляются нижние концы защитных труб и каналов внутриреакторного контроля;
  • из верхней плиты, в которой крепятся верхние концы защитных труб и узлы вывода;
  • каналов внутриреакторного контроля;
  • защитных труб-основной детали БЗТ, они защищают рабочие органы СУЗ и основную часть каналов внутриреакторного контроля от прямого воздействия теплоносителя;
  • перфорированной обечайки, предназначенной для улучшения условий выравнивания потока теплоносителя перед выходными патрубками реактора, а также для соединения верхней и нижней плит.

      Количество и диаметр защитных труб в основном определяются конструкцией привода СУЗ и ТВС, а также эффективностью рабочих органов СУЗ. В настоящее время на реакторах типа ВВЭР наблюдается тенденция уменьшения количества приводов СУЗ и увеличения количества пэлов в регулирующем стержне, что снижает удельную затрату металла на единицу вырабатываемой энергии и упрощает подготовку реактора к перегрузке топлива.

      В защитных трубах СУЗ устанавливаются направляющие каркасы, в которых перемещаются на значение рабочего хода органы регулирования. В конструкции направляющего каркаса предусматривается канал для установки чехла под термопару системы контроля температуры на выходе из активной зоны реактора. В защитных трубах меньшего диаметра, количество которых определяется разводкой внутриреакторного контроля, размещаются направляющие каналы сборок нейтронного измерения и чехлы под термопары. В конструкции БЗТ предусматривается также установка каналов нейтронного измерения и чехлов термопар в защитные направляющие каналы, приваренные на наружной поверхности перфорированной обечайки блока защитных труб. При количестве приводов СУЗ, соизмеримом с количеством ТВС в реакторе, внутри защитных труб устанавливаются каналы под сборки нейтронного измерения и термопары, которые одновременно служат направляющими элементами для регулирующего стержня СУЗ.

      Для удобства монтажа чехлы внутриреакторного контроля над верхней плитой блока защитных труб группируются в несколько пучков, которые объединяют четыре-пять чехлов. Эти пучки обычно закрепляются и дистанционируются на верхней решетке БЗТ при помощи опорных конструкций.

      Перфорация нижней плиты рассчитывается так, чтобы была возможность обеспечить скорость теплоносителя, равную скорости на выходе из тепловыделяющих сборок. В верхней решетке БЗТ предусматриваются отверстия для организации охлаждения крышки реактора и узлов уплотнения главного разъема. К верхней плите БЗТ приваривается обечайка с опорным фланцем, с помощью которого ориентируют в плане и фиксируют БЗТ в верхней части шахты от вибрации и смещения. Нижней частью БЗТ устанавливается на подпружинные штыри головок тепловыделяющих сборок, сверху он поджимается фланцем крышки верхнего блока при затяжке уплотнения главного разъема реактора.

 
Верхний блок реактора

Верхний блок реактора-устройство, предназначенное для уплотнения корпуса, размещения приводов системы управления и защиты (СУЗ) и организации перемещения аппаратуры внутриреакторного контроля. В состав верхнего блока входят крышка реактора с патрубками, металлоконструкции и приводы СУЗ. Толщина крышки зависит от внутреннего давления в реакторе. На крышках монтируются чехлы для размещения приводов системы управления и защиты реактора, патрубки для вывода датчиков температурного контроля и энерговыделения. Во фланцах крышек выполняются отверстия под шпильки главного разъема. Уплотнение главного разъема должно обеспечивать надежное герметичное соединение крышки с корпусом реактора и технологичность монтажа и демонтажа верхнего блока при перегрузках реактора. Элементы электрооборудования верхнего блока (приводы СУЗ, штепсельные разъемы датчиков внутриреакторного контроля), как правило, охлаждаются воздухом с помощью системы принудительной вентиляции. Систему вентиляции верхнего блока организуют вытяжного типа. вокруг каждого привода.

Технологическая схема энергоблока (ВВЭР-440, ВВЭР-1000) Атомные станции с реакторами РБМК 1000 Реактор БН 600 Атомная станция с реакторами на быстрых нейтронах /TD>

История развития радиохимии тесно переплетена с историей радиоактивности В отечественной практике такие схемы размещения ТВС в конкретном виде разрабатываются соответствующим персоналом АЭС с учетом различных факторов, в том числе установленных нормативных требований и рекомендаций по основным характеристикам активной зоны после очередной перегрузки топлива