Для поддержания нормальной работы реактора необходимо выполнять в
определенной последовательности операции с топливом. К ним относятся:
подготовка топлива к перегрузке, перегрузка топлива и установка его в
зоне выдержки для уменьшения радиационной и тепловой активности.
Обычно под термином «перегрузка топлива» подразумевается загрузка в
активную зону реактора свежего топлива и удаление отработанного, а также
перестановка тепловыделяющих сборок внутри активной зоны. Все
оборудование, при помощи которого проводится перегрузка топлива,
подразделяется на оборудование для установки свежего топлива в реактор и
удаления отработанного и оборудование для подготовки "выполнения этих
операций. При помощи последнего проводится установка свежего топлива в
перегрузочную машину, подготовка загрузочных патрубков, приведение их в
нормальное рабочее состояние и т. д.
Перегрузочное оборудование работает в тяжелых условиях, подвергаясь
воздействию нейтронного и у-излучений, а также коррозионной среды. В то
же
время перегрузочное оборудование должно быть
достаточно надежным, так как выход его из строя во время перегрузки
может привести либо к аварии, либо к длительному простою реактора.
На всех действующих, строящихся и проектируемых АЭС с ВВЭР перегрузка
осуществляется при остановленных реакторах и снижении давления в корпусе
реактора до атмосферного. Топливо из реактора удаляется только сверху.
Существуют два способа перегрузки: «сухая», когда ТВС, удаленные из
реактора, перемещаются в зону в герметичном транспортном контейнере, и
«мокрая», когда ТВС, удаленные из реактора, перемещаются в зону выдержки
по каналам, заполненным водой.
Отличие их заключается в различных способах транспортировки отработавших
ТВС от зоны реактора до зоны выдержки, а также в различном перегрузочном
оборудовании: в «сухой» перегрузке используют реакторный кран;
манипулятор зоны реактора; транспортный контейнер; контейнеропровод и
манипулятор зоны выдержки, а в «мокрой» — только реакторный кран и
манипулятор. Правда, здесь для мокрой перегрузки указан состав
перегрузочного оборудования на вновь строящихся АЭС, на многих
действующих АЭС единиц оборудования имеется больше.
На АЭС «Дрезден-2», ВВЭР-1000, «Библис» и др. зона выдержки размещена
вблизи зоны реактора. ТВС, извлеченная манипулятором из активной зоны
реактора, поступает под слоем воды к шлюзу, соединяющему зону реактора с
бассейном выдержки, в котором сборка устанавливается в стеллажи. Затем
манипулятор извлекает свежую сборку из стеллажей, расположенных рядом, и
перемещает ее по тому же пути к активной зоне реактора, но в обратном
направлении.
В настоящее время на всех АЭС с ВВЭР принят режим перегрузки с
остановкой АЭС 1 раз в год сроком около 1 мес. Вклад ядерной энергетики
в общий энергетический потенциал с каждым годом возрастает. Поэтому если
установившийся режим перегрузки останется без изменения, то возникнут
большие трудности в снабжении промышленности электроэнергией. Это
объясняется тем, что остановка большого числа АЭС на перегрузку приводит
к необходимости создания больших мощностей, которые будут подключаться
по мере отключения АЭС на перегрузку. В настоящее время фирма «Вестингаус
электрик» разработала реактор модели 3817 МВт (тепл.) с системой для
ускоренной перегрузки топлива. Проектировщики заявляют, что система
увеличит число перегрузок активной зоны без уменьшения коэффициента
использования АЭС по сравнению с обычным режимом перегрузки. Частично
это стало возможно благодаря усовершенствованию различных устройств,
например, устройства для удаления крышки реактора. Оно обеспечивает
возможность быстрого удаления и замены крышки реактора, что уменьшает
время простоя.
При новой системе вместо 1/3 активной зоны будет перегружаться 7б-Так
как уровень обогащения урана для получения оптимальных характеристик
уменьшается с увеличением числа перегрузок, то при каждой перегрузке
можно загружать меньшее количество топлива.