Биологическая защита реактора

• Перечень используемых сокращений
• 1.Теоретическая часть
• 1.1 Значение биологической защиты реактора
• 1.2 Состав и общее описание
• 1.3 Корпус реактора
• 1.3.1 Назначение и проектные основы корпуса реактора.
• 1.3.2 Состав и общее описание корпуса реактора.
• 1.3.3 Корпус.
• 1.3.4 Детали главного уплотнения.
• 1.3.5 Образцы — свидетели.
• 1.4.1 Назначение и проектные основы.
• 1.4.2 Состав и общее описание.
• 1.4.3 Описание конструкции.
• 1.4.4 Технические характеристики.
• 2.Исследовательская часть: исследование биологической защиты реактора
• 2.1 Бетонная шахта реактора
• 2.1.1 Детали закладные.
• 2.1.2 Ферма опорная.
• 2.1.3 Канал измерительный ядерный.
• 2.1.4 Теплоизоляция цилиндрической части корпуса реактора.
• 2.1.5 Сильфон разделительный.
• 2.1.6 Теплоизоляция зоны патрубков реактора.
• 2.1.7 Защита биологическая.
• 2.1.8 «Сухая» биологическая защита
• 2.1.9 Теплоизоляция верхнего блока.
• 2.2 Расчет биологической и радиационной защиты ядерного реактора
• 2.2.1 Описание установки
• 2.2.2 Исходные данные для расчета
• 2.2.3 Расчетная схема
• 2.2.4 Результаты расчета
• 2.3 Исследование конструкционных материалов
• 2.3.1 Основные реакции и продукты
• 2.3.2 Элементный состав конструкционных и защитных материалов
• 2.3.3 Методы прогнозирования наведенной активности.
• 2.4 Расчёт удельной наведённой активности бетонной шахты реактора
• 2.4.1 Определение плотности потока нейтронов
• 2.4.2 Расчёт наведённой активности бетонной шахты
• 2.4.3 Результаты расчёта удельной наведённой активности шамотного бетона
• 2.4.4 Результаты расчёта удельной наведённой активности бетона на граните
• 3.Безопасность и экологичность проекта
• 3.1 Разборка реактора
• 3.2 Предотвращение вибрации конструкционных элементов активной зоны реактора ВВЭР-1200.
• 3.3 Механизм перемещения ионизационных камер
• 4.Экономическая часть
• 4.1 Основные положения
• 4.2 Капитальные вложения для АЭС
• 4.3 Годовой расход природного ядерного горючего
• 4.4 Годовой расход обогащенного урана
• 4.5 Годовой расход природного урана
• 4.6 Удельный расход природного ядерного горючего на

  выработанные кВт•ч электроэнергии

• 4.7 Годовые амортизационные отчисления
• 4.8 Затраты
• 4.8.1 Годовые затраты на ядерное горючее
• 4.8.3 Годовые затраты на ремонтный фонд
• 4.8.4 Годовые затраты на прочие расходы
• 4.9 Определение себестоимости одного отпущенного кВт•ч
• 4.10 Годовая выработка и годовой отпуск электроэнергии
• Заключение

• Список использованных источников

  и литературы

ПЕРЕЧЕНЬ ИСПОЛЬЗУЕМЫХ СОКРАЩЕНИЙ

АКНП — аппаратура контроля нейтронного потока;

АЭС — атомная электростанция;

БЗТ — блок защитных труб;

БМП — бассейн мокрой перегрузки;

БЭР — блок электроразводок;

ВБ — верхний блок;

ВВЭР — водо — водяной энергетический реактор;

ВКУ — внутрикорпусные устройства;

ГРР — главный разъём реактора;

ДПЗ — датчик прямого заряда;

КНИ — канал нейтронных измерений;

НСБ — начальник смены блока;

ОР СУЗ — орган регулирования системы управления и защиты;

ПС СУЗ — поглощающие стержни СУЗ;

РУ — реакторная установка;

САОЗ — система аварийного охлаждения активной зоны реактора

СУЗ — система управления и защиты;

ТВС — тепловыделяющая сборка;

Твэл — тепловыделяющий элемент;

ТК — температурный контроль;

УТЦ — учебно — тренировочный центр;

ШЭМ — шаговый электромагнит.

1.Теоретическая часть

1.1 Значение биологической защиты реактора

Биологическая защита реактора предназначена для снижения интенсивности ионизирующих излучений в помещениях АЭС до значений, регламентируемых действующими нормами и санитарными правилами.

Верхнюю защиту реактора образуют:

· графитовый отражатель;

· защитные плиты;

· схема «Е» с серпентинитовой засыпкой;

· схема «Г» с серпентинитово-чугунной засыпкой;

· плитный настил.

Верхняя защита экранирует центральный зал от излучений реактора и теплоносителя, а вместе с защитным контейнером разгрузочно-загрузочной машины обеспечивает защиту персонала при. перегрузке топлива на работающем реакторе. От прострельных излучений защищают конструктивные элементы каналов, трактов, а также подвески пробок кассет и других загружаемых в каналы изделий.

Боковую защиту образуют:

· графитовый отражатель;

· схема «КЖ»;

· схемы «Л» и «Д», заполненные водой;

· песчаная засыпка монтажного проема;

· бетонные стены шахты реактора;

· Нижнюю защиту образуют;

· рафитовый отражатель;

· опорные плиты;

· схема «ОР» с серпентинитовой засыпкой;

· схема «Э»;

· серпентинитово-чугунная засыпка межкомпенсаторного пространства.

При нормальной эксплуатации реактора биологическая защита обеспечивает в центральном зале и обслуживаемых помещениях, примыкающих к шахте реактора, значения мощности доз, не превышающие 2,8 мбэр/ч.

При перегрузке топлива мощность дозы гамма-излучения вблизи разгрузочно-загрузочной машины кратковременно достигает 100 мбэр/ч.

При остановленном реакторе радиационная обстановка допускает возможность ревизии и ремонта оборудования в необслуживаемых помещениях.

1.2 Состав и общее описание

Реактор ВВЭР-1200 является водо-водяным энергетическим реактором корпусного типа и представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем, с двухрядным расположением патрубков, внутренняя часть и части фланца и крышки покрыты антикоррозионной наплавкой. Корпус реактора сверху закрыт крышкой с установленными на ней приводами механизмов СУЗ. По принципу работы ВВЭР-1200 является гетерогенным ядерным энергетическим реактором корпусного типа на тепловых нейтронах. Теплоносителем и замедлителем в реакторе является химически обессоленая вода с борной кислотой, концентрация которой изменяется в процессе эксплуатации.

При прохождении через активную зону теплоноситель нагревается за счет реакции деления ядерного топлива.

Теплоноситель принудительно поступает в реактор через четыре нижних входных патрубка корпуса, проходит вниз по кольцевому зазору между корпусом и шахтой внутрикорпусной, затем через перфорированное эллиптическое днище и опорные трубы шахты входит в ТВС — тепловыделяющие сборки, из которых набрана активная зона. Из ТВС через перфорированную нижнюю плиту блока защитных труб — БЗТ теплоноситель выходит в межтрубное пространство БЗТ, в кольцевой зазор между шахтой и корпусом и через четыре верхних выходных патрубка корпуса выходит из реактора.

Упрощённый разрез реактора ВВЭР-1200 показан на рис 1.

Основными компонентами реактора являются:

? корпус реактора;

? внутрикорпусные устройства (шахта реактора, выгородка, блок защитных труб (БЗТ));

? верхний блок (ВБ).

1.3 Корпус реактора

1.3.1 Назначение и проектные основы корпуса реактора

Корпус ядерного реактора (корпус в сборе с крышкой) предназначен для размещения внутрикорпусных устройств (ВКУ), комплекса тепловыделяющих сборок ТВС (активной зоны) и перемещаемых приводами шагового электромагнита (ШЭМ) органов системы управления и защиты реактора (СУЗ).

Корпус относится к устройствам нормальной эксплуатации и первой категории сейсмостойкости.

В конструкции корпуса реализованы следующие требования нормативно — технической документации:

1) расчетный срок службы корпуса (с крышкой) — 40 лет;

2) наработка до отказа — не менее 24 000 часов (под отказом понимается восстанавливаемые повреждения корпуса типа:

течь разъемного соединения, течь штуцера, задиры резьбы и т. д.) ;

3) обеспечение надежной и безопасной эксплуатации в течение расчетного срока службы;

4) возможность осмотра, контроля основного металла и сварных соединений неразрушающими методами дефектоскопии и дезактивации внутренней поверхности;

5) учет изменений физико-механических свойств материала корпуса под действием радиоактивного излучения и температуры;

6) учет всех возможных при эксплуатации силовых, температурных и сейсмических воздействий.

В расчете корпуса реактора на прочность учтены изменения параметров во всех проектных режимах (нормальные условия эксплуатации, нарушение нормальных условий эксплуатации и аварийные) и обоснован расчетный ресурс, его надежность и безопасность.

Основные расчетные параметры приведены в таблице 1.

Таблица 1 Основные расчётные параметры корпуса реактора

Основные параметры реактора обеспечиваются при условии, что температура корпуса реактора, при нагружении внутренним давлением в течение назначенного срока службы будет не менее указанной в таблице 2.

Таблица 2 Зависимость минимальной температуры корпуса реактора от срока службы

Габариты корпуса (см. рис.2):

высота — 10 897 мм;

диаметр наружный по фланцу — 4570 мм (на рис. 2 показан размер 4585 мм);

диаметр наружный по цилиндрической части — 4535 мм;

размер в плане по патрубкам 990×70 — 5260 мм;

масса корпуса — 320 т.

Максимальный наружный диаметр корпуса реактора 4690 мм (диаметр опорного бурта) выбран из расчета транспортировки корпуса реактора. При этом транспортировка корпуса реактора на железнодорожном транспортере возможна, когда оси двух пар патрубков Ду 850 расположены под углом 55° (см. рис.6).

Корпусы реакторов ВВЭР-1200 для реакторной установки В-320 изготавливаются в России — на Ижорском заводе в г. Санкт-Петербурге и на ПО «Атоммаш» в г. Волгодонске. С завода — изготовителя на АЭС корпус реактора транспортируется по железной дороге специальным железнодорожным транспортёром.

1.3.2 Состав и общее описание корпуса реактора

Корпус реактора ВВЭР-1200 представляет собой цилиндрический вертикальный сосуд высокого давления.

Совместно с крышкой верхнего блока (ВБ) и деталями главного уплотнения (ГУ), корпус ядерного реактора обеспечивает создание внутри себя герметичного объёма.

В качестве основного материала для корпуса реактора ВВЭР-1200 применена аттестованная для корпусов и трубопроводов сталь 15Х2НМФА и 15Х2НМФА-А.

Вся внутренняя поверхность корпуса имеет антикоррозионную наплавку.

Корпус реактора изображён на рисунке 3. Корпус состоит из фланца — поз.2 на рис. 3, двух обечаек зоны патрубков — поз.3, опорной обечайки — поз.5, двух обечаек цилиндрической части — поз.7 и эллиптического днища — поз.9. и имеет по высоте 6 кольцевых сварных швов.

На внутренней поверхности верхней обечайки зоны патрубков приварено кольцо — разделитель потока — поз.4. К внутренней поверхности цилиндрической части корпуса приварены 8 кронштейнов со шпонками — поз.8, предназначенных для крепления шахты в нижней части.

В состав корпуса ядерного реактора входят следующие компоненты:

? корпус;

? крышка;

? кольцо опорное;

? кольцо упорное;

? детали главного уплотнения;

? образцы — свидетели.

1.3.3 Корпус

Корпус реактора изготовлен из углеродистой перлитной стали марок 15Х2НМФА и 15Х2НМФА_А. Из стали марки 15Х2НМФА выполнены днище, обечайки зоны патрубков, фланец корпуса. Из стали марки 15Х2НМФА_А изготовлены обечайка активной зоны и опорная обечайка.

Расшифровываются эти маркировки так:

? «15» — это содержание углерода в сотых долях процента, т. е., в данном случае, 0,15%.

? «Х2» — обозначает 2% хрома. Наличие хрома повышает ударную вязкость, уменьшает внутренние напряжения и снижает опасность образования трещин в металле.

? «Н» — никель около 1%. Содержание этого элемента повышает твёрдость стали без снижения вязкости. Понижает порог хладноломкости и увеличивает сопротивление распространению трещин в металле. Содержание 1% никеля в сплаве снижает порог хладноломкости примерно на 60 оС.

? «М» — молибден около 1%. Содержание молибдена в сплаве снижает его склонность к отпущенной хрупкости, повышает стойкость к отпуску, уменьшаются зёрна стали, увеличивается прокаливаемость.

? «Ф» — ванадий около 1%. Этот элемент добавляют в стали, где содержатся хром, никель, марганец для измельчения зерна стали.

? «А" — это обозначение того, что сталь имеет гарантированные механические свойства;

? дополнительный индекс «-А» через дефис — это обозначение того, что сталь имеет гарантированный химический состав (в частности, содержит меньше примесей в виде серы, фосфора, меди, которые оказывают вредное воздействие на сталь, например, содержание фосфора влияет на хладноломкость стали, а содержание серы — на красноломкость).

Перлитная сталь 15Х2НМФА-А была специально разработана для блоков ВВЭР_1200. Необходимость разработки новой стали была обусловлена увеличением габаритов корпуса реактора и толщины его стенки по сравнению с предшествующим проектом ВВЭР-440. По технологическим причинам было предусмотрено введение в сталь никеля в количестве 1,0−1,4% как единственного элемента, упрочняющего данный сплав с одновременным повышением его вязкости.

По сравнению с нержавеющими сталями аустенитного класса, перлитные стали обладают рядом преимуществ — в частности, у них выше прочностные свойства и теплопроводность, они слабо подвержены радиационному распуханию, свойства перлитных сталей почти не изменяются при температуре 240₄₅₀ оС.

Несмотря на то, что аустенитные стали имеют большое достоинство — изначально низкий порог хладноломкости — около 196 оС, их недостаток — низкий предел текучести. Кроме того, при высокотемпературном облучении, при значении флюенса быстрых нейтронов около 3×1023 нейтрон/см2 (с энергией более 0,5 МэВ), аустенитные стали испытывают радиационное распухание до 3₅%. Максимально этот эффект проявляется при температуре свыше 350 оС. Добавки титана, молибдена, никеля снижают радиационное распухание в сплавах.

Однако перлитные стали имеют свойство «вымываться» теплоносителем, частицы металла попадают в теплоноситель, повышая его радиационную активность. Для защиты металла от «вымывания» внутренняя поверхность корпуса реактора и патрубков плакирована нержавеющей сталью, т. е. покрыта антикоррозионной наплавкой, толщина которой колеблется от 7 до 9 мм, эллиптическое днище корпуса реактора плакировано наплавкой толщиной 9 мм. В районах соприкосновения с крышкой, шахтой внутрикорпусной и уплотнительными прокладками наплавка утолщена. Утолщения антикоррозионной наплавки имеются также в местах приварки к корпусу всех патрубков. Антикоррозионная наплавка выполнена в два слоя: первый слой материал СВ-07Х25Н13, второй слой — СВ-04Х20Н10Г2Б. Два слоя наплавки вызваны технологией нанесения: первый слой выполняется переходными электродами по углеродистой стали корпуса реактора, второй — выполняется аустенитными электродами.

Маркировка материала антикоррозионной наплавки расшифровывается так:

? «СВ» — это общее обозначение сварочных материалов;

? первые две цифры — это содержание углерода в сотых долях процента;

? «Х19» и «Х25» — обозначает процентный состав хрома 19% и 25% соответственно;

? «Н10» и «Н13" — обозначает процентный состав никеля 10% и 13%;

? «Г2» — обозначает содержание марганца 2%;

? «Б» — обозначает содержание ниобия около 1%.

Фланцевый разъем корпуса развит во внутреннюю часть корпуса реактора. В нижней части фланца выполнен конусный переход с толщины 292 мм на толщину 285 мм по основному металлу с антикоррозионной наплавкой.

Фланец корпуса — цельнокованый, высотой 950 мм, со стенкой переменного сечения. Фланец корпуса соединён с зоной патрубков. Зона патрубков выполнена из двух цельнокованых обечаек, одна из которых является обечайкой «горячих» патрубков, а другая — обечайкой «холодных» патрубков. В каждой обечайке зоны патрубков имеется по четыре выштампованных патрубка Ду 850 мм. Обечайки зоны патрубков изготавливаются методом горячей штамповки. Высота верхней обечайки зоны патрубков 1800 мм, высота нижней обечайки 1960 мм. Соединение фланца с обечайками корпуса реактора и обечаек между собой осуществлено сварным швом, выполненным автоматическим методом.

Фланец имеет 54 резьбовых отверстия глубиной 290 мм под шпильки главного уплотнения М 170X6. Во время перегрузки топлива при извлеченных шпильках для исключения попадания борного раствора в гнёзда шпилек устанавливаются специальные заглушки.

На горизонтальной поверхности (в плакированной части) фланца корпуса выполнены 2 кольцевые канавки под установку 5-и миллиметровых никелевых прокладок (см. рис.10). Проверка профиля канавок производится шариком диаметром 5±0, 005 мм через каждые 200 мм на длине канавки, при этом шарик должен выступать над горизонтальной поверхностью на величину 1,7±0, 2 мм.

На наружной цилиндрической поверхности фланца выполнена переходная наплавка толщиной 10 мм для приварки сильфона разделительного.

На рис. 10 показан узел главного разъёма реактора ВВЭР-1200.

На внутренней поверхности фланца корпуса реактора выполнен кольцевой выступ (бурт) шириной 20 мм для установки шахты реактора.

Для контроля протечек главного уплотнения на торце фланца выполнены три резьбовых гнезда М20×1,5 с ввёрнутыми в них переходниками для присоединения трубопроводов системы контроля протечек.

Две обечайки зоны патрубков имеют каждая по 4 патрубка Ду 850 и по 2 патрубка Ду 300. Патрубки Ду 850 верхней обечайки предназначены для выхода теплоносителя, нижние — для входа. Патрубки Ду 850 выполнены методом штамповки и не требуют приварки промежуточных втулок при изготовлении корпуса реактора.

На рис. 6 и на рис. 7 показаны сечения корпуса соответственно А_А и Б_Б. Места сечений показаны на рис. 2 «Габаритные размеры корпуса реактора» на стр. 5. Сечение А_А выполнено по оси «холодных», верхнего ряда, патрубков, а сечение Б_Б по оси «горячих», нижнего ряда, патрубков. Патрубок выхода теплоносителя показан на рис. 6 (поз.3). На уровнях верхнего и нижнего рядов патрубков Ду 850 выполнены по 2 патрубка под трубопроводы диаметром 351 мм на 36 мм. (поз.2 и поз.5 на рис.6). Эти патрубки имеют условный диаметр 300 мм (обозначаются «Ду 300») и предназначены для системы аварийного охлаждения активной зоны реактора (САОЗ), а точнее, для подсоединения к ёмкостям САОЗ. Патрубки САОЗ расположены попарно на одной оси на уровне верхнего и нижнего рядов патрубков Ду 850, со смещением на 60? относительно друг друга.

На торцах всех патрубков корпуса произведена наплавка и обработка присоединительных размеров в зависимости от метода сварки со стыкуемыми трубопроводами.

На уровне осей верхнего ряда патрубков Ду 850 (на расстоянии 1850 мм от торца фланца корпуса) выполнен патрубок Ду 250 (см. поз.4 на рис.6). Этот патрубок предназначен для вывода импульсных линий из корпуса реактора (так называемая «звёздочка» реактора). Устройство «звёздочки» реактора рассмотрено ниже в специальном подразделе.

На патрубках САОЗ и патрубке КИП в процессе изготовления корпуса при помощи электрошлаковой сварки устанавливаются промежуточные втулки.

В патрубках САОЗ, конструкция которых показана на рис. 8 установлены тепловые рубашки, которые представляют собой свободные объёмы между корпусом и патрубками. Эти объёмы заполнены воздухом, который имеет коэффициент теплопроводности намного ниже, чем металл. Назначение тепловых рубашек — снижение температурных колебаний зон патрубков корпуса реактора при срабатывании пассивной системы САОЗ. Разница температуры подаваемой холодной воды из ёмкостей САОЗ (около 50? С) и температуры металла корпуса реактора может вызвать значительные температурные напряжения в металле и, как следствие, повреждение корпуса.

На наружной поверхности опорной обечайки выполнен опорный бурт с пазами для закрепления реактора на опорной ферме.

Корпус реактора закрепляется в бетонной шахте реактора посредством опорной и упорных конструкций. Опорная конструкция удерживает корпус реактора от поперечных перемещений, упорная — от продольных. Закрепление корпуса реактора рассчитано на нагрузки, возникающие при разрыве трубопровода Ду 850 и землетрясениях.

На наружной поверхности опорной обечайки под нижним рядом патрубков Ду 850 выполнен опорный бурт высотой 110 мм и диаметром 4690 мм. Он предназначен для закрепления реактора на опорном кольце. Опорный бурт выполнен также как переход от толщины стенки 285 мм к толщине 192,5 мм по основному металлу и, соответственно, 292 мм и 199,5 мм с учётом антикоррозионной наплавки, для стыковки опорной обечайки с обечайкой цилиндрической части корпуса. Длина опорной обечайки — 1140 мм.

На опорном бурте корпуса выполнено 22 выреза в продольном направлении. В проектное положение корпус реактора устанавливается опорным буртом на опорное кольцо и при помощи шпонок, которые крепятся к опорному кольцу, корпус реактора фиксируется от разворота в плане. Вырезы на опорном бурте одновременно обеспечивают допускаемый железнодорожный габарит.

Кольцо опорное предназначено для опирания корпуса на опорную ферму и передачи усилий от его веса, а также для его фиксации корпуса реактора в плане. Кольцо опорное представляет собой точёное кольцо, закрепляемое с помощью деталей крепления реактора на ферме опорной.

Для исключения образования задиров между опорным буртом корпуса и кольцом опорным установлены секторы с повышенной твёрдостью. Для фиксации корпуса от разворота в плане, в пазы опорного бурта и соответствующие им пазы кольца опорного устанавливаются шпонки. Для предотвращения опрокидывания корпуса на опорный бурт установлены накладки, закреплённые на кольце опорном с помощью шпилек. Установку корпуса по высоте производят с помощью клиновых шпонок, располагаемых под опорным кольцом. С помощью фиксаторов, привариваемых к балкам опорной фермы, производят установку кольца в плане. В прорези фиксаторов заводятся клинья, предотвращающие отрыв кольца от шпонок.

Кольцо опорное устанавливается на ферму опорную через систему клиньев и закрепляется на нем фиксаторами и клиновыми шпонками (cм. рис.9).

Упорное кольцо предназначено для предотвращения опрокидывания корпуса при разрыве трубопроводов Ду 850 мм и нагружении горизонтальными сейсмическими воздействиями и представляет собой точёное кольцо с прорезями под закладные детали (шпонки) консоли шахты и устанавливаются на буртик фланца корпуса. Посадка упорного кольца на фланец корпуса обеспечивается за счёт установки клиньев, а на шпонки бетонной консоли — за счёт костылей, подгонка которых осуществляется по месту с последующей приваркой к шпонкам.

Для установки кольца упорного на наружной поверхности фланца выполнен бурт. Цилиндрическая (нижняя) часть корпуса состоит из двух цельнокованных обечаек (так называемых обечаек цилиндрической части), имеющих толщину стенки 192,5 мм по основному металлу, длина обечаек — 2150 мм и 1540 мм.

Днище корпуса — эллиптическое с полуосями 965 мм и 2047 мм — имеет толщину стенки 215…237 мм и, соответственно, 224…246 мм с наплавкой. Толщина антикоррозионной наплавки днища составляет ~9 мм. Днища корпусов реакторов блоков № 1 и № 2 АЭС состоят из двух листовых заготовок, выполненных методом штамповки и соединённых электрошлаковым швом. На наружной поверхности днища корпуса в четырех местах по кольцевому поясу выполнена наружная наплавка для приварки кольцевой конструкции на период транспортировки корпуса реактора по железной дороге.

Одинаковый наружный диаметр корпуса реактора 4535 мм по высоте активной зоны позволяет проводить дистанционно ультразвуковой контроль сварных швов и материала корпуса в районе активной зоны и днища.

На внутренней поверхности корпуса в нижней части приварены восемь скоб — кронштейнов (см. рис. 3 и рис.6), к которым на монтаже привариваются шпонки, сопрягаемые с пазами в шахте и обеспечивающие закрепление шахты от вибрации. Эти кронштейны называются также виброгасителями. В местах их приварки к корпусу имеются утолщения антикоррозионной наплавки. Кронштейны — виброгасители приварены к внутренней поверхности цилиндрической части корпуса реактора на расстоянии 8570 мм от торца фланца и служат для крепления нижней части внутрикорпусной шахты.

На внутренней поверхности верхней обечайки зоны патрубков приварено кольцо — разделитель потока теплоносителя. Назначение кольца — разделителя потока — разделять потоки горячего и холодного теплоносителя, охлаждающего активную зону реактора. Разделительное кольцо выполнено из стали 22К-Ш и плакировано нержавеющей сталью. Разделительное кольцо с шахтой реактора в рабочем состоянии имеет нулевой натяг, т. е. при нагревании шахта прижимается к разделительному кольцу. Это происходит из-за разности термического расширения аустенитного сплава шахты и перлитного сплава разделительного кольца. Однако протечки теплоносителя через разделительное кольцо всё же существуют и составляют около 0,1% от общего расхода.

1.3.4 Детали главного уплотнения

Детали главного уплотнения предназначены для уплотнения главного разъёма корпуса реактора с крышкой верхнего блока, а также для крепления крышки к корпусу.

Взаимное расположение деталей узла уплотнения главного разъёма представлено на рис. 10.

В состав узла уплотнения главного разъёма входят:

? шпильки;

? гайки;

? шайбы;

? прокладки.

Крышка верхнего блока устанавливается на опорный бурт опорной обечайки блока защитных труб и притягивается к корпусу пятьюдесятью четырьмя шпильками М170×6 (см. рис.10).

Шпилька в сборе имеет три резьбовые части. Нижняя резьбовая часть (М170) служит для закрепления шпильки в резьбовом гнезде корпуса. Средняя резьбовая часть совместно с гайкой служит для удержания крышки верхнего блока. Верхняя часть (М160) служит для соединения с гайковёртом. Внутренняя часть шпильки выполнена полой и в ней размещён измерительный стержень, который служит для контроля вытяжки шпильки при уплотнении реактора. Контроль вытяжки шпильки определяется по относительному перемещению измерительного стержня. Вытяжка шпильки производится гайковёртом.

Для увеличения площади контакта гайковёрта с фланцем крышки при затяжке и разуплотнении главного разъёма на фланец устанавливается промежуточное кольцо.

Корончатая гайка служит для крепления верхнего блока и затяжки главного разъёма.

Гайка имеет резьбу М170 и наворачивается на среднюю резьбовую часть шпильки в сборе. На цилиндрической поверхности гайки имеются два отверстия диаметром 16 мм для транспортировки. Верхняя торцевая часть гайки снабжена пазами, через которые ей передаётся вращение посредством специального воротка. Наворачивание гайки производится вручную на вытянутую гайковёртом шпильку. Пазы придают верхней части гайки схожесть с короной, поэтому гайка называется «корончатой».

Под гайку устанавливаются две сферические шайбы. Шайбы нижние и шайбы верхние выполнены с одного торца сферическими. В собранном виде шайбы сферическими частями контактируют между собой. При этом снизу устанавливается вогнутая шайба, а сверху — выпуклая. Контакт шайбы верхней с гайкой и шайбы нижней с промежуточным кольцом осуществляется по плоскости.

Плотность главного разъема реактора обеспечивается путём обжатия двух никелевых прутковых прокладок диаметром 5 мм, которые устанавливаются в месте контакта фланцев крышки и корпуса в V-образные кольцевые канавки на фланце корпуса. Предполагается замена никелевых прутковых прокладок диаметром 5 мм на прокладки большего диаметра — 6 мм — для снижения вибрации конструкционных элементов реактора.

1.3.5 Образцы — свидетели

Важным условием безопасной эксплуатации корпусных реакторов является контроль за состоянием металла.

Как уже было указано выше, что в материалах корпуса реактора ВВЭР_1200 содержится никель для упрочнения и, одновременно, для повышения вязкости сплава. Изначально считалось, что сталь для корпуса реактора ВВЭР_1200 обладает удовлетворительной радиационной стойкостью при содержании никеля до 1,4%. При этом обеспечивался расчётный ресурс в 40 лет. Однако последующие исследования показали возможность влияния повышенного содержания никеля на радиационное охрупчивание материала. Для корпусов реакторов ВВЭР_1200, которые эксплуатируются на АЭС Украины, «проблема никеля» усугубляется тем, что в 80% облучаемых швов на корпусах реакторов содержание никеля составляет более 1,5%, причём максимальное содержание никеля — 1,88% - в швах корпуса реактора 1 блока АЭС. Кроме того, материалы с высоким содержанием никеля имеют склонность к термическому старению, что может привести к сдвигу (приросту) критической температуры хрупкости металла. Это обстоятельство накладывает повышенные требования как к значению флюенса быстрых нейтронов на корпус корпуса, так и к контролю за состоянием металла.

Единственным способом реального определения степени охрупчивания материалов корпуса реактора и запаса их надежной эксплуатации является контроль изменения свойств металла с использованием образцов-свидетелей. Результаты испытаний образцов-свидетелей являются основанием для установления фактических свойств материалов в условиях эксплуатации и используются для проверки проектных расчётных характеристик сопротивлению хрупкому разрушению и оценки остаточного радиационного ресурса.

Образцы-свидетели корпусной стали предназначены для возможности определения изменений механических свойств материала корпуса в процессе эксплуатации, вызванных радиационными и температурными воздействиями.

На образцах-свидетелях исследуются основной металл, металл сварного шва и металл околошовной зоны (зоны термического влияния) обечаек, расположенных напротив активной зоны.

Исходным материалом для изготовления образцов — свидетелей основного металла является металл пробного кольца одной из обечаек корпуса, расположенной против активной зоны.

Исходным материалом для изготовления образцов — свидетелей металла сварного шва и околошовной зоны является кольцевая сварная проба, изготовленная путём сварки двух колец той же толщины, по той же разделке, при тех же режимах и методах сварки, теми же исполнителями, с применением сварочных материалов той же партии, что и сварные швы обечаек активной зоны корпуса. Кольца для сварной пробы изготавливаются из припуска, специально предусмотренного со стороны нижней цилиндрической обечайки активной зоны корпуса.

Сварная проба подвергается тому же комплексу технических обработок, что и сварные швы обечаек активной зоны.

Заготовки для образцов-свидетелей изготовляются одновременно с выполнением сварных стыков обечаек в районе активной зоны корпуса реактора теми же исполнителями, теми же методами, из того же металла. Заготовки для образцов — свидетелей вырезаются механическим путем из основного металла, из сварного стыка, из зоны термического влияния сварного стыка.

Образцы-свидетели устанавливаются и закрепляются неподвижно по несколько штук в герметические металлические ампулы, изготовленные из стали 08Х18Н10Т. Ампулы с различными образцами имеют одинаковую наружную форму в виде цилиндра наружным диаметром 29 мм длиной 72 мм, на торцах цилиндра с каждой стороны имеются круглые штыри высотой 6 мм, предназначенные для крепления ампул в сборке. Ампулы с образцами-свидетелями соединяются в сборки. Сборки выполнены двух типов: сборки с «лучевыми» образцами — свидетелями и сборки с «тепловыми» образцами — свидетелями.

Сборки с «лучевыми» образцами — свидетелями устанавливаются и при помощи байонетных захватов в специально приваренные стаканы, расположенные в торцах восемнадцати труб в верхней части выгородки выше топлива на 313 мм.

Сборки с «лучевыми» образцами-свидетелями объединены в комплекты. В один комплект входит три сборки с «лучевыми» образцами-свидетелями. Количество исходных комплектов для реактора ВВЭР-1200 реакторной установки ВВЭР-1200 — шесть штук.

Шесть сборок с «тепловыми» образцами-свидетелями устанавливаются на внутренней поверхности опорной обечайки блока защитных труб, при этом трубы для сборок привариваются в монтажных условиях, к внутренней части обечайки блока защитных труб. Установка образцов-свидетелей производится через отверстия в перфорированной обечайке БЗТ.

В рабочих чертежах завода-изготовителя принято обозначать комплекты «лучевых» сборок буквой Л (1Л…6Л), а комплекты «тепловых» сборок — буквой М (1М…6М).

Образцы — свидетели устанавливаются в реактор до проведения физического пуска. Сроки извлечения из реактора сборок с образцами — свидетелями указаны в таблице 3.

Для исследования образцов-свидетелей необходимо определение плотности потока быстрых нейтронов, их энергетического спектра и флюенса. Зная флюенс, можно определить, исследуя образцы — свидетели корпусной стали, фактическую температуру хрупкости металла корпуса и сравнить её с допустимой. Конструкция реактора ВВЭР_1200 не позволяет экспериментально определять значения этих величин на поверхности корпуса реактора по причине отсутствия соответствующих экспериментальных устройств и сложности методик измерений. Современный подход к решению этой задачи основан на расчётно_экспериментальной методике определения характеристик нейтронных потоков, воздействующих на корпус реактора. Разработанное специалистами НЦ «ИЯИ» методика применяется для определения флюенса нейтронов с энергией свыше 0,5 МэВ на корпусе реактора 1 блока АЭС, начиная с 7 топливной кампании. Были проведены также оценочные расчёты флюенсов нейтронов с энергией свыше 0,5 МэВ за период эксплуатации с первой по шестую топливные загрузки.

Величина флюенса нейтронов с энергией свыше 0,5 МэВ, накопленная корпусом реактора за время его эксплуатации, является одним из предельно — допустимых параметров, при которых сохраняется расчетный ресурс корпуса, его надёжность и безопасность. Оценочный суммарный максимальный флюенс на корпусе реактора 1 блока АЭС за первые десять топливных кампаний составляет 1,11×1019 нейтрон/см2, при средней скорости накопления флюенса 1,11×1018 нейтрон/см2 за одну топливную кампанию. Если такой темп накопления флюенса нейтронов корпусом реактора сохранится в дальнейшем, то предельно — допустимый флюенс, указанный в «Техническом обосновании безопасности сооружения и эксплуатации АЭС» энергоблока № 1 АЭС (5,7×1019 нейтрон/см2), будет набран приблизительно за 51 год эксплуатации.

Знание значения усреднённого за кампанию плотности потока нейтронов на корпус реактора, позволяет оценить эффективность мероприятий по снижению радиационной нагрузки на металл корпуса и материал сварных швов («проблема никеля», о которой говорилось выше). Максимальные величины плотности потока нейтронов с энергией свыше 0,5 МэВ на основной металл верхней обечайки корпуса реактора блока № 1 АЭС для первых десяти топливных кампаний представлены на рис. 11. Начиная с 10 топливной кампании, наблюдается существенное снижение плотности потока быстрых нейтронов на КР, обусловленное установкой отработавших ТВС из бассейна выдержки с частично выгоревшим топливом на периферии активной зоны реактора (так называемая загрузка «с минимальной утечкой нейтронов»).

Таблица 3 Сроки извлечения из реактора образцов-свидетелей

**Примечание к таблице: Для реактора ВВЭР-1200 по результатам освидетельствования комплектов 1Л — 3Л, 1М — 3 М должны быть назначены сроки освидетельствования комплектов 4Л — 6Л, 4М — 6 М.

Извлечение и транспортировка «лучевых» сборок образцов-свидетелей из реактора в период эксплуатации выполняется с помощью контейнера для транспортировки образцов — свидетелей корпусной стали. При извлечении отдельных сборок с образцами-свидетелями нет необходимости вместо их устанавливать имитаторы сборок.

На 1 блоке АЭС выгрузка «лучевых» образцов — свидетелей проводилась дважды — в 1993 и в 1997 годах специалистами НЦ «ИЯИ». Оба раза выгружалось по два комплекта.

1.4 Активная зона

1.4.1 Назначение и проектные основы

Активная зона предназначена для генерации тепла и передачи его с поверхности тепловыделяющих элементов (твэлов) теплоносителю первого контура.

Активная зона реактора относится к устройствам нормальной эксплуатации и к первой категории сейсмостойкости.

Активная зона реактора обеспечивает выполнение следующих требований, вытекающих из нормативно-технической документации в области безопасности АЭС:

? непревышение допустимых пределов повреждения оболочек твэлов в ТВС в пределах проектного срока службы;

? поддержание требуемой геометрии положения твэлов в ТВС и ТВС в реакторе;

? возможность осевого и радиального расширения твэлов и ТВС при температурных и радиационных воздействиях, разности давлений, взаимодействия топливных таблеток с оболочкой;

? прочность при воздействии механических нагрузок в проектных режимах;

? выбростойкость при воздействии потока теплоносителя, с учетом перепада и пульсации давления, нестабильности потока, вибрации;

? стойкость материалов против коррозионных, электрохимических, тепловых, механических и радиационных воздействий;

? непревышение проектных значений температуры топлива и оболочки;

? отсутствие кризиса теплообмена в постулированных проектом режимах;

? стойкость СУЗ в пределах проектного ресурса от воздействия нейтронного потока, температуры, перепада и изменения давления, износа и ударов, связанных с перемещениями;

? возможность размещения внутри ТВС контролирующих датчиков;

? взаимозаменяемость свежих, частично и выгоревших до необходимой глубины ТВС и ПС СУЗ благодаря унификации установочных размеров;

? выполнение критериев аварийного охлаждения активной зоны в соответствии с действующей нормативно — технической документацией в проектных режимах;

? предотвращение расплавления топлива;

? сведения к минимуму реакции между металлом и водой;

? перевод активной зоны в подкритическое состояние, его поддержание в пределах определенных проектом;

? возможность послеаварийного расхолаживания активной зоны;

Для режимов нормальных условий эксплуатации установлен эксплуатационный предел повреждения твэлов — за счет образования микротрещин с дефектами типа газовой неплотности оболочки не должен превышать 0,2% твэлов и 0,02% твэлов при прямом контакте ядерного топлива с теплоносителем.

Для режимов нарушения условий нормальной эксплуатации установлен предел безопасной эксплуатации твэл:

Предел безопасной эксплуатации по количеству и величине дефектов твэл составляет 1% твэлов с дефектами типа газовой неплотности и 0,1% твэлов, для которых имеет место прямой контакт теплоносителя ядерного топлива.

Критерием допустимости установленных пределов повреждаемости твэлов является величина активности воды первого контура.

В качестве эксплуатационного предела выбрано значение суммарной удельной активности радионуклидов йода 131−135 в теплоносителе I контура 3,7×107 Бк/кг (1,0×10−3 Ки/кг). Пределом безопасной эксплуатации является максимальная суммарная удельная активность радионуклидов йода 131−135 в теплоносителе I контура 1,85×108 Бк/кг (5×10−3 Ки/кг). Суммарная удельная активность радионуклидов йода 131−135 в теплоносителе I контура должна определяться в пересчёте к проектному расходу на очистку 30 т/ч и коэффициенте очистки фильтров по изотопам йода не менее 10.

? Для аварийных ситуаций установлен максимальный проектный предел повреждения твэлов:

температура оболочек твэлов не более 1200? С;

? локальная глубина окисления оболочек твэлов не более 18% от первоначальной глубины стенки;

? доля прореагировавшего циркония не более 1% его массы в активной зоне.

Непревышение проектных пределов повреждения твэлов в режимах нормальной эксплуатации обосновываются путем проверки выполнения следующих критериев теплотехнической надежности охлаждения активной зоны:

? коэффициент запаса до кризиса теплоотдачи должен быть не менее 1,0 с доверительной вероятностью не менее 95%;

? температура топлива должна быть ниже температуры плавления топлива (последняя принимается равной 2600? С с учетом выгорания топлива);

? температура оболочки твэла должна быть не более длительно допустимой температуры 350? С.

1.4.2 Состав и общее описание

Активная зона состоит из 61 регулируемых, 102 нерегулируемых кассет, из них при трехгодичной компании не более 54 кассет содержат пучки СВП.

Регулируемая кассета содержит тепловыделяющую сборку и пучок ПЭЛ.

Кассета с пучком СВП содержит тепловыделяющую сборку и пучок, унифицированный по присоединительным и габаритным размерам с пучком ПЭЛ.

Нерегулируемая кассета содержит только тепловыделяющую сборку.

Активная зона собирается установкой кассет в соответствии с картограммой загрузки в опорные стаканы шахты реактора.

Предотвращение ТВС от всплытия и уменьшение вибрации обеспечено посредством поджатия подпружиненной головки ТВС крышкой реактора через БЗТ. Дистанционирование ТВС в плане обеспечено посадкой концевых деталей ТВС в плите БЗТ и в днище шахты ВКУ.

ТВС состоит из пучка твэлов, головки, хвостовика.

ТВС содержит твэлы, соединенные дистанционирующими решетками и закрепленные на нижней несущей решетке, направляющие каналы для ПС СУЗ и центральную трубку, на которой фиксируются дистанционирующие решетки и в которой может размещаться КНИ.

Твэлы расположены по треугольной разбивке. Твэлы — гладкостержневого типа, цилиндрической формы. Оболочка твэла имеет диаметр 9, 1+0, 08мм-0, 05 мм, внутренний диаметр 7, 72+0, 07 мм. Длина твэла 3837 мм. Длина топливного столба в холодном состоянии 3530 мм.

Оболочка и концевые детали выполнены из сплава циркония с 1% ниобия так называемый сплав Э 110.

Дистанционирование твэлов осуществляется решетками «сотового» (ячеистого) типа. Решетка представляет собой набор ячеек, приваренных друг к другу и заключенных в обод, имеющий скосы для исключения возможности зацепления соседней кассеты при загрузке-выгрузке.

На месте центральной ячейки установлена втулка для крепления дистанционирующих решеток к центральной трубке.

Нижняя решетка является упорной для твэлов. Крепление твэлов к нижней решетке осуществляется шплинтовкой.

Нижняя решетка крепится к хвостовику посредством приварки шести уголков и подкрепляется ребрами, приваренными к хвостовику ТВС.

Конструкцией, воспринимающей осевые усилия, действующие на ТВС, является каркас, состоящий из направляющих каналов, закрепленных на головке и нижней решетке ТВС посредством сварки.

В гнездо днища шахты ТВС устанавливается хвостовиком, опираясь шаровой поверхностью на конусную часть гнезда. Для ориентации в плане на хвостовике ТВС имеется фиксирующий штырь.

Головка ТВС содержит неподвижную часть, которая посредством сварки закреплена на направляющих каналах, и подвижную, которая соединяется с неподвижной тремя несущими винтами.

Между подвижной и неподвижной частями размещены 15 пружин для поджатия ТВС в реакторе. Кроме того, имеется подпружиненный шток для демпфирования падения ПС СУЗ.

Усилие поджимаемых пружин выбрано из условия удержания ТВС от всплытия при эксплуатации (с учетом технологических допусков на высоту канала, в который устанавливается ТВС, и на высоту ТВС). При этом запас на максимальное гидродинамическое усилие поджатия при максимальном расходе теплоносителя по ТВС составляет свыше 20%. Равнодействующая всех сил, приложенных к ТВС, при работе четырёх ГЦН направлена вниз с усилием 850−950 кг.

Для обеспечения быстрого прекращения ядерной реакции, автоматического поддержания мощности на заданном уровне и перевода реактора с одного уровня мощности на другой, предупреждения и подавления ксеноновых колебаний реактивности поглощающие стержни системы управления и защиты — ПС СУЗ.

ПС СУЗ состоит из ПЭЛов, захватной головки (траверсы), пружин индивидуальной подвески ПЭЛов.

ПЭЛ представляет собой стержень, состоящий из оболочки, заполненной поглощающим материалом и заглушенной наконечниками.

Головка ПС СУЗ представляет собой втулку с ребрами, на которых выполнены отверстия для подвески ПЭЛ.

Стержни выгорающего поглотителя (СВП) служат для выравнивания поля энерговыделения по радиусу активной зоны и для компенсации запаса реактивности.

Пучок СВП состоит из стержней СВП и захватной головки (траверсы). В отличии от крепления ПЭЛов, в захватной головке СВП крепятся без пружин. Конструктивно СВП представляет собой, также как и ПЭЛ, стержень, состоящий из оболочки и поглощающего материала выгорающего поглотителя.

В качестве ядерного топлива используется двуокись урана UO2. Основные достоинства двуокиси урана — высокая температура плавления (около 2800° С); достаточная радиационная стойкость при больших выгораниях, совместимостью с материалом оболочек твэл и химическая инертность по отношению к воде при рабочих температурах теплоносителя. Однако, с нейтронно-физической и теплофизической точек зрения двуокись урана имеет и некоторые недостатки, основные из них — низкие теплопроводность и плотность.

Двуокись урана применяют в виде топливных таблеток. Таблетки двуокиси урана изготавливают по методу порошковой металлургии (прессование мелкого порошка двуокиси урана с пластификатором, сушка, гранулирование, прессование, сушка, спекание, шлифование).Таблетки закладывают в трубку из циркониевого сплава. По концам твэла в трубке помещаются разрезные втулки из сплава Э 110, которые удерживают столб таблеток в оболочке в определённом положении. Заполнение оболочки таблеток производится в атмосфере аргона и гелия, герметизация концов твэла осуществляется электронно-лучевой сваркой, швы подвергаются отжигу, затем проводят контроль качества изготовления твэла.

Загрузка ВВЭР-1200 по урану составляет приблизительно 70 тонн, среднее обогащение по активной зоне у установившемся режиме ~ 3,0−3,3%, что приблизительно соответствует 2100 кг по изотопу U235.

Для ВВЭР-1200 средняя температура топлива составляет 876 оС. При этом средние температуры таблетки: UO2 таковы: наружная температура сердечника: min/max = 606/414 оС, внутренняя сердечника: min/max = 1407/620 оС. На внешней стороне оболочки твэла максимальная температура, установленная ТРБЭ, составляет 350 оС, ей соответствует температура на внутренней поверхности оболочки твэла 410 оС. При нормальных условиях эксплуатации 98% газообразных продуктов деления (Xe, Kr, Ra, J, Cs) содержится в топливной матрице UO2. При температуре топлива свыше 1600 оС выход газообразных продуктов деления резко возрастает. Отсюда вытекает требование ТРБЭ по ограничению температуры 1690 оС в середине топливного сердечника.

В процессе работы топлива наблюдается объемное распухание топливных таблеток из-за накопления продуктов деления и увеличивается давление газообразных осколков деления под оболочкой. Распухание топлива компенсируется созданием радиального и высотного зазора между топливом и оболочкой. Кроме этого зазоры компенсируют раcширение топлива при переходе от холодного к рабочему состоянию.

Для компенсации колебаний объема двуокиси урана при изменениях уровня мощности реактора и ее перераспределения в центральной части топливных таблеток выполнены осевые отверстия. Одновременно центральные отверстия служат приемником для газообразных продуктов деления, а также несколько снижают максимальную температуру топлива в твэлах.

Надежная герметичность оболочек тепловыделяющих элементов, предотвращающая выход радиоактивных осколков деления из топлива, гарантирует радиационную безопасность атомной электростанции и окружающей местности. Герметичность оболочек должна сохраняться в течение всего срока работы ТВС в реакторе и последующего хранения отработавшего топлива до отправки на переработку. В связи с этим свойства материала оболочек твэлов должны удовлетворять требованиям коррозионной стойкости, прочности и пластичности в условиях нормальной работы реактора и максимального разогрева в аварийных ситуациях. Одним из основных требований к материалу оболочек твэлов является малое сечение захвата нейтронов.

В качестве такого материала используется цирконий. Преимущество циркония заключается в удачном сочетании ядерных и физических характеристик с механическими и коррозионными свойствами.

Цирконий коррозионно стоек в большинстве сред, применяемых в качестве теплоносителей ядерных реакторов, и достаточно технологичен. Наибольшее распространение в реакторах типа ВВЭР получил сплав циркония с одним весовым процентом ниобия (сплав Э 110).

1.4.3 Описание конструкции

Активная зона реактора набирается из вертикально расположенных тепловыделяющих сборок (ТВС) шестигранной формы, устанавливаемых цилиндрическими хвостовиками в гнезда опорных труб днища внутрикорпусной шахты.

Ориентация ТВС в плане однозначная и определяется посадкой в паз опорной трубы пальца на хвостовике ТВС. Фиксация головок ТВС и удержание ТВС от всплытия и вибрации во всех случаях эксплуатации реактора, включая возможные аварийные ситуации, выполняется при помощи нижней плиты блока защитных труб.

В ТВС реакторов ВВЭР-1200 с РУ проекта В-320 в качестве регулирующего органа применен пучок (кластер) поглощающих стержней, который с помощью привода СУЗ может перемещаться по высоте активной зоны в специальных каналах, размещенных в головках и топливных сборках.

При работе реактора, извлеченные из ТВС пучки поглощающих стержней размещаются в защитных трубках БЗТ.

На реакторах ВВЭР-1200 с РУ проекта В-320 применена бесчехловая ТВС. Тепловые сборки реактора ВВЭР-1200 с РУ проекта В-320 рассчитаны на работу при двухгодичной и трехгодичной компании топлива. Для варианта активной зоны с трехгодичной компанией топлива в свежих кассетах с обогащением 4,4% (не более чем в 54 шт.) устанавливаются стержни с выгорающим поглотителем (СВП).

Все топливные сборки могут устанавливаться в реактор и извлекаться из него как вместе с регулирующими стержнями и пучками СВП, так и без них.

Головка ТВС (см. рис.22) состоит из неподвижной части — хвостовика, который приваривается к каналам, и подвижной части обечайки, соединяющейся с неподвижной частью тремя несущими винтами. Между этими двумя частями установлены 15 пружин, служащие для предотвращения всплытия, вибрации и компенсации технологических допусков ТВС и внутрикорпусных устройств при работе реактора. На наружной части обечайки имеются две шпонки (каждая шириной 22 мм, длиной 100 мм, высотой 16, 2мм), предназначенные для ориентации ТВС в реакторе, а также для захвата и транспортировки ТВС (с кластером или без него). Головка ТВС имеет центральный подпружиненный шток для уменьшения динамических нагрузок на траверсу и поглощающие стержни, возникающих при сбросе кластера.

Топливная часть ТВС реактора ВВЭР-1200 содержит 312 твэл, соединенных дистанционирующими решетками и закрепленных на нижней решетке, 18 направляющих каналов для поглощающих стержней (кластера) и центральную трубку. Дистанционирование твэл осуществляется решетками «сотового» (ячеистого) типа. Решетка представляет собой набор ячеек приваренных друг к другу и заключенных в обод, имеющий скосы для исключения возможности зацепления соседних ТВС при загрузке-выгрузке. твэлы в дистанционирую-щей решетке расположены по треугольной разбивке. На месте центральной ячейки решетки установлена втулка для крепления дистанционирующих решеток в пучке твэл, а также для установки в нее датчика замера энерговыделения. Крепления решеток к центральной трубе осуществляется обжатием центральных втулок в прорези на центральной трубе. Нижняя решетка в ТВС является опорной для твэл.