Балаковская АЭС

Адрес и контакты

На АЭС ядерное топливо приходит в виде сложных машиностроительных изделий — тепловыделяющих сборок (ТВС), состоящих из тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), содержащих таблетки из двуокиси урана, слабообогащённого по 235-му изотопу. Применяющиеся на БАЭС безчехловые ТВС представляют собой шестигранник длиной около 4,5 м и массой около 760 кг, с размером «под ключ» 234 мм, общее их число в активной зоне — 163. Каждая состоит из 312 ТВЭЛов и имеет 18 трубчатных каналов для входа органов регулирования (поглощающих элементов, ПЭЛов). ТВЭЛ представляет собой трубку из циркония, легированного ниобием наружным диаметром 9,1 мм, внутри него находится столб из топливных таблеток, каждая высотой 20 мм и диаметром 7,57 мм с отверстием 1,5 мм в середине. ПЭЛы с таким же диаметром содержат уплотнённый порошок карбида бора и, в нижней части, титанат диспрозия. В активной зоне 61 орган регулирования, в каждом пучке 18 поглощающих стержней. Также в ТВС в различной форме присутствует выгорающий поглотитель, необходимый для выравнивания величины энерговыделения в течение топливной кампании, первоначально в виде стержней с выгорающим поглотителем (СВП), позднее его стали вносить непосредственно в топливную матрицу. По заводской терминологии ТВС с ПЭЛами и СВП в сборе называют кассетами. Перегрузка топлива осуществляется частями, в конце борной кампании реактора треть ТВС выгружается и такое же количество свежих сборок загружается в активную зону, для этих целей в гермооболочке имеется специальная перегрузочная машина МПС-В-1000-3, изготовленная ПО «Атоммаш». При загрузке свежих ТВС полностью меняют конфигурацию топлива в активной зоне, приводя её в состояние, рассчитанное в специальном комплексе промышленного программного обеспечения «КАСКАД» разработки Курчатовского института. Сложнейшие нейтронно-физические и технико-экономические расчёты производятся на годы вперёд, в соответствии с ними заводу заказываются ТВС с различными обогащениями, содержаниями поглотителя и другими характеристиками. После выгрузки из активной зоны реактора отработанного топлива его помещают в специальный бассейн выдержки, располагающийся рядом с реактором. В отработавших ТВС содержится большое количество продуктов деления урана, сразу после выгрузки каждый ТВЭЛ в среднем содержит 1,1·1016 Бк радиоактивных веществ, которые выделяют энергию 100 КВт. За счёт этой энергии использованное ядерное топливо имеет свойство саморазогреваться до больших температур без принятия специальных мер (недавно выгруженное топливо может разогреться на воздухе примерно до 300 °C) и является высокорадиоактивным, поэтому его хранят 3-4 года в бассейнах с определённым температурным режимом под слоем воды, защищающим персонал от ионизирующего излучения. По мере выдержки уменьшается радиоактивность топлива и мощность его остаточного тепловыделения. Обычно через 3 года, когда саморазогрев ТВС сокращается до 50-60 °C, его извлекают и отправляют для хранения, захоронения или переработки.

Тендеров нет

Проектов нет