Hög effekt kanalreaktor. RBMK högeffektkanalreaktor Grundläggande principer för reparationsteknik

Denna artikel, som bör ge en allmän uppfattning om utformningen och driften av reaktorn, som har blivit en av de viktigaste för vår kärnenergi idag, fungerar som en förklarande text för ritningarna som visar RBMK-1000-reaktorn, och för diagram som förklarar funktionen av lossnings- och lastningsmaskinen (REM) ).
Kärnkraftverkets huvudbyggnad med RBMK-reaktorn består av två kraftenheter med en elektrisk effekt på vardera 1000 MW, med ett gemensamt turbogeneratorrum och separata rum för reaktorerna. Kraftenheten är en reaktor med en kylvätskecirkulationskrets och hjälpsystem, ett system av rörledningar och utrustning genom vilka vatten från turbinkondensatorer leds till kylvätskecirkulationskretsen och två turbogeneratorer med en kapacitet på 500 MW vardera.
Kylvätskan är vatten, cirkulerar genom två parallella system. Varje system innehåller två separatortrummor, 24 fallrör, 4 sug- och - tryckfördelare, - 4 cirkulationspumpar, varav tre är i drift, och en är i reserv, 22 gruppfördelningsrör, - samt avstängnings- och reglerventiler .
Från distributionsgruppens kollektorer distribueras vatten med en temperatur på 270°C genom individuella rörledningar med avstängnings- och reglerventiler in i processkanaler. Tvätta bränsleelementen, värms upp till mättnadstemperatur, förångas delvis, och den resulterande ångvattenblandningen kommer också in i separatortrummor genom individuella rörledningar från varje kanal. Här separeras ångvattenblandningen i ånga och vatten. Det separerade vattnet är blandat med matarvatten och genom neddrag. Rör skickas till huvudcirkulationspumparna. Mättad ånga med ett tryck på 70 kgf/cm2 skickas genom åtta ångledningar till två turbiner. Efter att ha arbetat i turbinernas högtryckscylindrar, ånga kommer in i mellanavskiljare-överhettare, där fukt separeras från den och den överhettas till en temperatur på 250 ° C. Efter att ha passerat lågtryckscylindrarna kommer ångan in i kondensorerna. Kondensatet genomgår 100% rening på filter, värms upp i fem regenerativa värmare och kommer in i avluftarna.Därifrån pumpas vatten med en temperatur på 165°C tillbaka in i separatortrummorna På bara en timme passerar pumparna genom reaktorn De driver cirka 38 tusen ton vatten. Reaktorns nominella termiska effekt är 3140 MW; per timme producerar den 5400 ton ånga.
Reaktorn är placerad i en kvadratisk betongschakt som mäter 21,6 X 21,6 m och djup 25,5 m. Reaktorns vikt överförs till betongen med hjälp av svetsade metallkonstruktioner, som samtidigt tjänar som biologiskt skydd. Tillsammans med höljet bildar de en förseglad hålighet fylld med en blandning av helium och kväve - reaktorutrymmet, i vilket grafitstapeln är placerad. Gasen används för att hålla temperaturen på murverket.
De övre och nedre metallstrukturerna i reaktorn är täckta med skyddsmaterial (serpentinitberg) och fyllda med kväve. Vattentankar används som biologiskt skydd i sidled.

Grafitstapeln är en vertikalt placerad cylinder sammansatt av grafitkolonner med centrala hål för processkanaler (ångalstrande) och kanaler i kontroll- och skyddssystemet (de visas inte i diagrammet).
Eftersom ungefär 5 % av den termiska energin frigörs i grafitmoderatorn under reaktordrift, föreslogs en original design av solida kontaktringar för att upprätthålla de erforderliga temperaturförhållandena för grafitblocken och förbättra värmeavlägsnandet från grafiten till kylvätskan som strömmar i kanaler. Delade ringar (20 mm höga) placeras längs kanalens höjd nära varandra på ett sådant sätt att varje intilliggande ring har tillförlitlig kontakt längs den cylindriska ytan antingen med kanalröret eller med den inre ytan av grafitmurblocket, samt i ändarna med två andra ringar. Effektiviteten av den föreslagna designen testades genom experiment på en termisk bänk. Driftupplevelsen av kraftenheter i Leningrad NPP har bekräftat möjligheten och enkelheten att installera en kanal med grafitringar i den tekniska vägen och ta bort den från den.
En teknisk kanal är en svetsad rörstruktur utformad för att installera bränslepatroner (FA) i den och organisera kylvätskeflödet.
De övre och nedre delarna av kanalen är gjorda av rostfritt stål, och det centrala röret med en diameter på 88 mm och en väggtjocklek på 4 mm i kärnan, som är 7 m hög, är gjord av en zirkoniumlegering med niob ( 2,5 %). Denna legering är mindre än stål, absorberar neutroner och har höga mekaniska och korrosionsegenskaper. Att skapa en tillförlitlig hermetisk förbindelse mellan den centrala zirkoniumdelen av kanalen och stålrör visade sig vara en svår uppgift, eftersom de linjära expansionskoefficienterna för materialen som ansluts skiljer sig med ungefär tre gånger. Det gick att lösa med hjälp av stål-zirkonium-adaptrar gjorda genom diffusionssvetsning.
En kassett med två bränslepatroner placeras i den tekniska kanalen (det finns 1693 sådana kanaler); Varje sådan enhet består av 18 bränslestavar. Bränsleelementet är ett rör av zirkoniumlegering med en ytterdiameter på 13,6 mm, en väggtjocklek på 0,9 mm med två ändpluggar, inuti vilka urandioxidpellets placeras. Totalt laddas cirka 190 ton uran innehållande 1,8 % uran-235 isotop i reaktorn.

Tre typer av kraftreaktorer har utvecklats och fungerar framgångsrikt i vårt land:

kanalvatten-grafitreaktor RBMK-1000 (RBMK-1500);

tryckvattentryckkärlreaktor VVER-1000 (VVER-440);

snabb neutronreaktor BN-600.

Följande typer av kraftreaktorer har utvecklats och drivits i andra länder:

Tryckvattenreaktor PWR;

Trycksatt kokvattenreaktor BWR;

kanal tungvattenreaktor CANDU;

gas-grafitkärlreaktor AGR.

Antalet bränslestavar som laddas i reaktorhärden når 50 000 stycken. För att underlätta installation, omlastning, transport och kylning, kombineras bränslestavarna i alla kraftreaktorer till bränslepatroner - FA. För pålitlig kylning är bränslestavar i en bränslepatron separerade från varandra av distanselement.

Bränsleelement och bränslepatroner i reaktorerna RBMK-1000 och RBMK-1500

I kärnan av RBMK-1000- och RBMK-1500-reaktorerna med en kvadratisk gallerdelning på 250 mm finns det 1693 och 1661 processkanaler. Bränslepatronerna är placerade i stödröret för varje kanal. För att kanalisera rör F 80x4 mm gjord av Zr+ 2,5% Nb-legering i omkristalliserat tillstånd, spetsar gjorda av OKH18N10T stål fästs på båda sidor genom diffusionssvetsning, vilket gör att varje kanal kan anslutas tätt till kylvätskeuppsamlaren.

Denna kanaldesign gör det möjligt att enkelt ladda och ladda om bränslepatroner med hjälp av en omlastningsmaskin, även när reaktorn är igång. En kassett laddas i kanalen i RBMK-1000-reaktorn, bestående av två separata bränslepatroner, placerade ovanför varandra, anslutna till en enda helhet med en ihålig stödstav gjord av Zr+ 2,5 % Nb-legering ( f 15x1,25 mm). I stödstavens hålrum, i ett separat rörformigt skal av zirkoniumlegering, finns sensorer för övervakning av energiutsläpp eller ytterligare neutronabsorbenter, vilka tjänar till att utjämna energiutsläppet i reaktorhärden.

Figur 1. FA för RBMK-1000-reaktorn

Varje övre och nedre bränslepatron (Fig. 1) utgörs av ett parallellt knippe av bränslestavsstavar på 18 stycken, arrangerade i koncentriska cirklar med ett fast radiesteg, vilket skapar en stabil värmeavledning under bränslestavarnas hela livslängd . Fixering av bränslestavar säkerställs av en ram som bildas av en stödjande central stav och tio distansgaller jämnt fördelade längs höjden av varje bränslepatron. Distansgaller är sammansatta av individuellt formade celler, svetsade samman punktvis och fästs externt med en kant. Varje cell har inre utsprång 0,1 - 0,2 mm långa: fyra i cellerna i den yttre raden och fem i cellerna i den inre raden av bränslestavar, stadigt, med spänning, fixerar bränslestavarna som passerade genom cellerna. Detta förhindrar radiella rörelser av bränsleelement i cellerna, som kan exciteras av vibrationer av strukturen under påverkan av turbulent kylvätskeflöde. På detta sätt elimineras förekomsten av nötningskorrosion på platser där bränsleelementets beklädnad vidrör cellernas metall. Gallren är gjorda av rostfritt austenitiskt stål (arbete pågår för att ersätta materialet med en zirkoniumlegering). Distansgallren har rörelsefrihet tillsammans med stödstavens bränslestavsknippe, men rotation av gallret i förhållande till stavaxeln är utesluten.

Bränslestavarna är fästa i ena änden till stödgallret med hjälp av ringlås, krympta i utskärningarna på de formade spetsarna. De andra ändarna av bränslestavarna förblir fria. Stödgallret (änden) är stelt fäst vid den axiella halvan av stödstången.

En allmän vy av bränslestaven visas i fig. 2. Den totala längden på bränslestaven är 3644 mm, längden på bränslekärnan är 3430 mm.

Materialet i kapslingen och änddelar av bränslestavar är en Zr+1% Nb-legering i ett omkristalliserat tillstånd. Skaldiameter 13,6 mm, väggtjocklek 0,9 mm. Bränslet är pellets av sintrad urandioxid med en höjd nära sin diameter och med hål i ändarna.

Bränslekolonnens medelmassa är 3590 g med en minsta densitet på 10,4 g/cm 3 .

Spridningen av det diametrala gapet mellan tabletten och skalet är 0,18-0,36 mm. I skalet komprimeras bränslekutsarna av en spiralfjäder placerad i en gasuppsamlare, vilket minskar trycket på gasformiga klyvningsprodukter. Förhållandet mellan den fria volymen under skalet och den totala volymen vid genomsnittliga geometriska parametrar är 0,09.

Fig.2. RBMK reaktorbränslestav: 1 - plugg, 2 - bränslepellets, 3 - skal, 4 - fjäder, 5 - bussning, 6 - spets

Design av kanaler för urangrafitreaktorer i kärnkraftverk

Bränslegenererande del av RBMK-1000-kanalen

(Fig. 2.31) består av två bränslepatroner, en stödjande central stav, ett skaft, en stav och en spets. Bränslepatronen är sammansatt av 18 bränslestavar av stavtyp med en diameter på 13,5x0,9 mm, en ram och fästelement; FA är utbytbara. Ramen består av ett centralt rör på vilket en ände och tio distansgaller är fästa. Distansgaller tjänar till att säkerställa det nödvändiga
placering av bränsleelement i tvärsnittet av bränslepatronen och är monterade i det centrala röret. Fästningen av distansgallren gör att de kan röra sig längs axeln med ett avstånd på 3,5 m under termisk expansion av bränsleelementen. Det yttersta distansgallret är monterat på en nyckel för att öka styvheten mot vridning av balken.

Distansgallret är en bikakestruktur och är sammansatt av en central, en mellanstolpe, tolv perifera celler och en kant, förbundna med varandra genom punktsvetsning. Fälgen är försedd med distansutsprång.

Ris. 2,31. FA RBMK-1000:
1 - suspension; 2 - adapter; 3 - skaft; 4 - bränslestav; 5 - stödstång; 6 - bussning; 7 - tips; 8 - mutter

Bränslepatronens centrala rör i änden har ett rektangulärt snitt med halva diametern för att förena bränslepatronerna med varandra i kanalen. Detta säkerställer den nödvändiga inriktningen av bränslestavarna i de två bränslepatronerna och förhindrar deras rotation i förhållande till varandra.

Bränsleelement är styvt fixerade i bränslepatronens ändgaller (vid de övre och nedre gränserna av härden), och när reaktorn är i drift väljs gapet i mitten av härden på grund av termisk expansion. Att minska avståndet mellan bränslestavarna i mitten av kärnan minskar värmestöten och minskar temperaturen på bränslet och konstruktionsmaterialet i bränslestavens pluggzon. Användningen av två bränslepatroner i höjd med kärnan gör att varje aggregat kan arbeta i zonen med både maximal och minimal energiutsläpp i höjdled.

Alla delar av bränslepatronen utom stav- och distansgaller är gjorda av zirkoniumlegering. Stången, som tjänar till att förbinda enheten med upphängningen, och distansgallren är gjorda av X18N10T rostfritt stål.

En analys av de termiska-hydrauliska och hållfasthetsegenskaperna hos RBMK-YOO-reaktorn avslöjade tillgängliga reserver för att öka kraften i installationen. En ökning av processkanalens kritiska effekt, dvs. den effekt vid vilken en värmeöverföringskris inträffar på ytan av bränsleelementen, åtföljd av en oacceptabel ökning av temperaturen hos zirkoniumbeklädnaden, uppnåddes genom att introducera värmeöverföringsförstärkare in i bränslepatronen. Användningen av förstärkningsgaller med axiell virvling av kylvätskeflödet gjorde det möjligt att öka kapaciteten hos RBMK-1000 processkanalen med 1,5 gånger. Utformningen av RBMK-1500-bränslepatronen skiljer sig från designen av RBMK-1000-bränslepatronen genom att distansförstärkargaller används i den övre bränslepatronen, annars har designen av bränslepatronen inga grundläggande skillnader. Att bibehålla motståndet i cirkulationskretsen uppnås genom att minska kylvätskeflödet.

En ökning av bränslepatronens effekt orsakar en motsvarande ökning av bränsleelementens linjära effekt till 550 W/cm. Inhemska och utländska erfarenheter visar att denna nivå av linjär kraft inte är gränsen. På ett antal amerikanska stationer är den maximala linjära effekten 570-610 W/cm.

För installation och byte av den tekniska kanalens hölje under drift, såväl som för att organisera tillförlitlig värmeavlägsning för grafitmurverket till kanalen, finns det "hårda kontakt" ringar på dess mittdel (Fig. 2.32). Delade ringar 20 mm höga placeras längs kanalens höjd nära varandra på ett sådant sätt att varje intilliggande ring har tillförlitlig kontakt längs den cylindriska ytan antingen med kanalröret eller med den inre ytan av grafitmurblocket. som i slutet med varandra. Minsta tillåtna spalter kanalring och ringblock bestäms av villkoret att kanalen inte fastnar i murverket som ett resultat av strålningskrympning av grafit och en ökning av kanalens diameter som ett resultat

krypning av rörmaterial. En liten ökning av luckorna kommer att leda till en försämring av värmeavlägsnande från murverkets grafit. Flera bussningar är svetsade på den övre delen av kanalkroppen, utformade för att förbättra värmeavlägsnande från reaktorns metallstrukturer för att säkerställa strålningssäkerhet och skapa tekniska baser för tillverkning av kanalkroppen.

Ris. 2,32. Installation av en teknisk kanal i grafitmurverk:
1-rör (Zr+2,5% Nb-legering); 2 - yttre grafitring; 3 - inre grafitring; 4 - grafitmurverk

Som redan nämnts används zirkoniumlegeringar huvudsakligen för tillverkning av reaktorkärnelement, som drar full nytta av deras specifika egenskaper: neutron

"transparens", värmebeständighet, korrosions- och strålningsbeständighet, etc. För tillverkning av andra delar av reaktorn används ett billigare material - rostfritt stål. Kombinationen av dessa material bestäms av designkraven samt ekonomiska överväganden avseende material och teknik. Skillnaden i fysiska, mekaniska och tekniska egenskaper hos zirkoniumlegeringar och stål orsakar problemet med deras anslutning.

I industriella reaktorer är det känt att mekaniskt förbinda stål med zirkoniumlegeringar, till exempel i de kanadensiska Pickering-2-, -3- och -4-reaktorerna, anslutning av kanalrör av zirkoniumlegering med ändkopplingar av härdat rostfritt stål ( Fig. 2.33) gjordes med hjälp av valsning. Sådana föreningar fungerar dock tillfredsställande vid temperaturer på 200-250 °C. Fogar mellan stål och zirkonium genom smältsvetsning (argonbåge) och fastfassvetsning studerades utomlands. Argonbågsvetsning utförs vid högre temperaturer än fastfassvetsning, vilket leder till bildandet av skikt av spröda intermetalliska föreningar i fogzonen, vilket negativt påverkar svetsens mekaniska och korrosionsegenskaper. Bland metoderna som studeras för att sammanfoga zirkoniumlegeringar med stål i fast fas är explosionssvetsning, fogsmidning, stansning, trycksvetsning, fogpressning, motståndslödning, friktionssvetsning m.m.

Alla dessa anslutningar är dock inte tillämpliga för rören i processkanalen i RBMK-reaktorn, eftersom alla är avsedda

att arbeta under andra parametrar, och de kan inte ge den erforderliga densiteten och styrkan.

Den mellersta zirkoniumdelen av RBMK-kanalen, belägen i reaktorhärden, är ansluten till de rostfria ståländarna med hjälp av speciella stål-zirkoniumadaptrar. Stål-zirkoniumadaptrar tillverkas genom diffusionssvetsning.

Svetsning utförs i en vakuumkammare som ett resultat av stark pressning av delar gjorda av zirkoniumlegering och rostfritt stål uppvärmda till hög temperatur mot varandra. Efter mekanisk bearbetning erhålls en adapter, vars ena ände är en zirkoniumlegering, den andra är rostfritt stål. För att minska spänningarna som uppstår i samband med en stor skillnad i de linjära expansionskoefficienterna för zirkoniumlegering (a = 5,6 * 10 -6 1/°C) och stål 0Х18Н10Т (a = 17,2 * 10 -6 1/°C), ett bandage tillverkat av bimetalliska varmpressade rör används (stålkvalitet 0Х18Н10Т + stålkvalitet 1Х17Н2) (a=11*10 -6 1/°С).

Anslutningen av adaptern med ett zirkoniumrör med en ytterdiameter på 88 och en väggtjocklek på 4 mm utförs genom elektronstrålesvetsning. Svetsarna har samma krav på hållfasthet och korrosionsegenskaper som huvudröret. De utvecklade metoderna för elektronstrålesvetsning, metoder och metoder för mekanisk och termisk behandling av svetsar och värmepåverkade zoner gjorde det möjligt att erhålla pålitliga vakuumtäta stål-zirkoniumsvetsade fogar.

Andra liv för reaktorer av kanaltyp

Nästa år är det 70 år sedan lanseringen av den första reaktoranläggningen av kanaltyp. Varför nekas teknik utveckling idag och vem håller inte med om detta? Alexey Slobodchikov, chefsdesigner för kraftkanalreaktoranläggningar, avdelningschef för JSC NIKIET, förklarar och svarar.

Först några ord om kanalreaktorernas historia. Deras utseende var nära kopplat till framväxten av själva kärnkraftsindustrin, både det militärindustriella komplexet och energisektorn.

Den första kanalreaktorn lanserades den 19 juni 1948 i Chelyabinsk-regionen. Utvecklingen av industriell reaktor A utfördes av chefsdesignern Nikolai Antonovich Dollezhal, och det vetenskapliga projektet leddes av Igor Vasilyevich Kurchatov. Naturligtvis var huvudsyftet med reaktorn att producera plutonium av vapenkvalitet, och det första steget i utvecklingen av kanalreaktorindustrin är oupplösligt kopplat till försvarsfrågor.

De första reaktorerna var rent utilitaristiska. De är baserade på ett flödesdiagram och frånvaron av en sluten slinga. I processen med att utveckla operativa lösningar blev det möjligt att gå över till att använda reaktorn i klassisk industriell mening – som en del av ett energikomplex. Reaktorn i det sibiriska kärnkraftverket, byggt 1958, var den första som förverkligade denna uppgift. Under den perioden började det öppnas möjligheter att använda kärnenergi för fredliga ändamål.

Det första kärnkraftverket med en kanal uran-grafitreaktor byggdes i Obninsk. Med energinormer hade AM-reaktorn en låg effekt - endast 5 MW. Men ändå gjorde dess skapelse, design och drift (till stor del i ett forskningsläge) det möjligt att lösa frågor relaterade till studiet av material och deras beteende under generering av elektricitet från en kärnreaktor.

Startpunkt
Efter driftsättningen av kärnkraftverket i Obninsk är nästa etapp Beloyarsk-stationen. Detta projekt var djärvt inte bara för sin tid, utan också för reaktorteknik i allmänhet. Vid Beloyarsk NPP implementerades tekniken för kärnkraftsöverhettning, vilket gjorde det möjligt att avsevärt öka kraftverkets effektivitet och komma närmare de indikatorer som är typiska för kraftverk med fossila bränslen. Efter detta, vid skiftet av 1960–1970-talet, uppstod möjligheten att påbörja utvecklingen och byggandet av RBMK-1000-reaktorn.

Lanseringen av RBMK-1000-reaktorn blev startskottet för den storskaliga användningen av kärnenergi i samhällsekonomin. Det var det första miljonplusblocket, som förblev det enda med sådan kapacitet under ganska lång tid.

Den första kraftenheten med RBMK-reaktorer lanserades i december 1973 vid Leningrads kärnkraftverk. Sedan, under hela 1970-1980-talet, togs successivt 17 kraftaggregat med RBMK-reaktorer i drift.

Idag finns det i Ryssland 11 sådana kraftenheter i drift på platserna för kärnkraftverken i Leningrad, Kursk och Smolensk. Fyra kraftenheter byggdes i Ukraina och ytterligare två på den litauiska SSR:s territorium. Effekten av den senare ökades 1,5 gånger - upp till 1500 MW (nominell elektrisk effekt). Dessa kraftenheter var de mest kraftfulla på den tiden, och inom överskådlig framtid för den ryska kärnkraftsindustrin är de fortfarande gränsen för kraften hos en enskild kraftenhet.

Biografi

Alexey Vladimirovich SLOBODCHIKOV
född 1972. Utexaminerad från Moscow State Technical University. N. E. Bauman med examen i kärnkraftverk.

Sedan 1995 har han arbetat på JSC NIKIET. För närvarande innehar han positionen som chefsdesigner för kraftkanalreaktoranläggningar, chef för avdelningen.

För sitt bidrag till arbetet med att återställa resursegenskaperna hos RBMK-reaktorer, tilldelades A. Slobodchikov, som en del av teamet av författare, priset från Ryska federationens regering. Skapandet och industriell implementering av denna unika teknik, utvecklad av NIKIET tillsammans med ledande företag inom industrin, rysk vetenskap och industri, gör det möjligt att upprätthålla kärnkraftverk med sådana reaktorer i Rysslands enhetliga energisystem tills ersättningskapaciteten tas i drift.

Om RBMK:s nutid, förflutna och framtid
Om vi ​​talar om andelen RBMK-reaktorer i energibalansen, så fluktuerar denna siffra, beroende på år, runt 39–41 %. Än så länge är det bara enheter som byggdes under 1970–1980-talen som fortsätter att användas. Den första av dem lanserades 1973, och den yngsta - det tredje kvarteret av Smolensk-stationen - 1990. Med hänsyn till driftserfarenheten hos urangrafitreaktorer bestämdes RBMK:s livslängd vid designstadiet - 30 år.

Det är värt att göra en liten anteckning här. Historien om utvecklingen av hela kanalsektorn - när man talar specifikt om RBMK-reaktorer - är en process för dess förbättring och modernisering i enlighet med den senaste tekniken vid ett visst tillfälle. Det är till exempel omöjligt att jämföra det tekniska skicket för en reaktor 1973 (som vid Leningrads kärnkraftverk) med vad vi har idag. Under mer än 40 år har betydande förändringar skett i styrsystem, säkerhet, själva bränslecykeln och kärnans fysik.

Tjernobylolyckan blev en svart sida i historien om utvecklingen av både kanal- och världsreaktorkonstruktioner i allmänhet. Men efter det drogs lämpliga slutsatser. Nu kallas RBMK-reaktorn en "reaktor av Tjernobyl-typ", men detta är inte en helt korrekt definition. Det är omöjligt att jämföra vad som var med vad vi har idag. Den kontinuerliga moderniseringsprocess som jag talade om gjorde det möjligt att vid 1990–2000-talsskiftet väcka frågan om att förlänga livslängden på reaktorer till 45 år. Således kommer den förlängda livslängden för den första enheten av Leningrad NPP att sluta 2018, och driften av den tredje enheten i Smolensk-stationen kommer att sluta 2035.

Om grafitelement och krökningsförutsägelse
Det finns olika typer av kanalreaktorer. Till exempel i Kanada är grunden för kärnenergi CANDU-reaktorer med tungt vatten. I vårt land drivs endast urangrafitkanalreaktorer. Grafit är ett icke-trivialt material, dess egenskaper liknar inte stål eller betong. Studiet av grafit som ett element i den aktiva zonen började från den första driftdagen av industriella enheter.

Redan då var det tydligt att under påverkan av höga temperaturer och höga energiflöden var detta material utsatt för nedbrytning. Samtidigt påverkar förändringar i grafitens fysiska och mekaniska egenskaper och dess geometri tillståndet för kärnan som helhet. Inte bara sovjetiska forskare studerade denna fråga i detalj. Förändringar i grafitens tillstånd var också av intresse för våra amerikanska kollegor.

Ett av huvudproblemen är att ändra geometrin hos grafitelement. RBMK-reaktorhärden består av grafitkolonner. Varje kolumn är 8 meter hög och består av 14 grafitblock - parallellepipeder med en höjd på 600 mm och ett tvärsnitt på 250x250 mm. Det finns 2,5 tusen sådana kolumner totalt.

Själva kärnan har en höjd av 7 meter, längden på bränslepatronen som är placerad i den är också 7 meter, och den totala längden på bränslemodulen är 16 meter.

Det är nödvändigt att förstå att den aktiva zonen är en enda helhet, därför överförs förändringar i ett element längs kedjan - som en kumulativ effekt - först till närliggande områden och kan därefter täcka hela den aktiva zonens geometri. En av de mest negativa faktorerna i förändringar i grafitblock är krökningen av kolumnerna och, som en konsekvens, avböjningar av bränslekanalerna och styrstavskanalerna.

Under installationen är naturligtvis alla kolumner vertikala, men under drift går denna vertikalitet förlorad. Om vi ​​vänder oss till historien igen kan vi se att för industriella enheter och de första urangrafitreaktorerna började denna process under de första åren av drift. Samtidigt förstod man mekanismerna för detta fenomen. Under utvecklingen av RBMK-reaktorn förhindrades vissa processer av designlösningar.

Det är omöjligt att helt bli av med förändringar. Det är svårt att förutse deras utseende. Med en reaktorlivslängd på 45 år antogs att förändringsprocessen skulle gå in i en aktiv fas vid årsskiftet 43–44. Men det visade sig att vi stötte på ett problem vid skiftet till 40:e verksamhetsåret. Det vill säga prognosfelet var cirka tre år.

År 2011, vid den första kraftenheten i Leningrad-stationen, registrerades förändringar i geometrin: krökning av processkanaler (kärnbränsle - bränsleelement är installerade i dem), kanaler för kontroll och skyddsstavar. Jag skulle vilja uppmärksamma dig på det faktum att driften av RBMK kräver konstant övervakning av parametrar som bestämmer säkerheten. Med hjälp av ultraljudstestning övervakas kanalernas diameter och elementens krökning, integritet och ömsesidiga tillstånd, vilket bestämmer prestandan under olika (både nominella och transienta) lägen. När man under planerad övervakning upptäckte början av förändringsprocessen stod det klart: när processen väl har börjat kommer dess hastighet att vara ganska hög; drift av en reaktoranläggning under sådana förhållanden kräver ytterligare lösningar.

Huvudindikatorer för RBMK-reaktorer

Att hitta rätt lösningar
När processkanaler och styrstavar böjs är det först nödvändigt att säkerställa den ovillkorliga driften av manöverdonen för styr- och skyddssystem, såväl som bränslepatroner under förhållanden med ändrad geometri.

Det är också nödvändigt att bekräfta förmågan hos tekniska kanaler som arbetar under avböjningsförhållanden för att upprätthålla hållfasthetsegenskaper. Vid det första blocket av Leningradskaya-stationen är antalet tekniska kanaler 1693, och inte en enda av dem, när de arbetar under krökningsförhållanden, är i riskzonen ur dess prestandasynpunkt.

En annan viktig punkt: alla tekniska operationer i samband med lastning och lossning av bränsleelement måste säkerställas. En utmärkande egenskap, som också är en fördel, hos RBMK-reaktorn är förmågan att driva den under förhållanden med kontinuerlig överbelastning. Konstruktionen tillåter överbelastning under drift direkt på ström. Detta ger en flexibel bränslecykel, kärnformning och ökad utbränning. Detta bestämmer faktiskt ekonomin: reaktorn fungerar inte i kampanjer, den arbetar i konstant överbelastningsläge.

Under 2011 utfördes ett antal arbeten vid Leningrad-stationen som bekräftade driften av reaktoranläggningselementen under förhållanden med avböjning på upp till 100 mm. Efter detta togs den första kraftenheten i Leningrad NPP i drift under en kort tid under förbättrad kontroll av parametrar. Sju månader senare stoppades det igen för utökad geometrikontroll: utvecklingen av en process associerad med en förändring i formen på grafitstapeln registrerades. Då stod det klart att ytterligare drift av reaktorn var omöjlig. I maj 2012 stoppades den första kraftenheten i Leningradstationen.

Samtidigt registrerades början av förändringar vid den andra kraftenheten i Leningrad NPP och vid den andra kraftenheten i Kursk kärnkraftverk. De identifierade avböjningarna indikerade att processen närmade sig den aktiva fasen.

Det krävdes en lösning som skulle kunna tillämpas på alla kraftenheter i kärnkraftverken i Leningrad, Kursk och Smolensk med RBMK-reaktorer. Flera sätt övervägdes. Det var möjligt att använda en passiv metod för att kontrollera krökningar, men det blev uppenbart att processerna för grafitnedbrytning och, som en konsekvens, formförändringar är förknippade med nivån av skadliga faktorer. Först och främst med temperatur och snabbt neutronflöde.

Följaktligen kan passiva metoder för att kontrollera denna process vara som följer: en radikal, upp till 50%, minskning av kraften hos kraftenheter för att en betydande effekt ska uppstå; eller deras drift i säsongsläge. Det vill säga enheten är i drift i fyra månader, sedan sitter den i flera månader. Men dessa metoder var bara lämpliga för de reaktorer där förändringsprocessen inte hade gått långt.

Den andra riktningen - aktiv, som vi kallade den då - är utveckling och implementering av reparationstekniker. Deras periodiska användning skulle göra det möjligt att driva reaktoranläggningen längre.

Varför pratade vi ens om möjligheten till reparation? För att svara på denna fråga måste vi återvända till erfarenheten av industriella enheter, eftersom problemet med formförändring har funnits i många decennier för dem. Betydande kanalavböjningar registrerades i reaktorn till det sibiriska kärnkraftverket EI-2. Om nedböjningen för RBMK-reaktorn var 100 mm, så nådde nedböjningen av processkanalerna i EI-2-reaktorn 400 mm.

Med hjälp av olika tekniska tekniker, med exempel på industriella enheter, visades möjligheten till partiell reparation av grafitmurverk. Till och med erfarenheten från RBMK-reaktorn i sig visade att grafitstapeln är ett komplext, stort element, men i viss mån reparerbart. Vid varje kraftaggregat med RBMK byttes tekniska kanaler ut - detta berodde bland annat på påverkan på grafitmurverket.

Den omfattande erfarenhet som samlats på designinstitut och direkt vid fabriker inom området reparationer i kärnan har gjort det möjligt att skapa och implementera ny reparationsteknik.

En analys av de tekniska metoder som används på industriella enheter visade att användningen av dem för RBMK-reaktorn är omöjlig av olika anledningar. Vissa operationer är ineffektiva under RBMK-förhållanden; andra är omöjliga ur designfunktionernas synvinkel. Ingenjörer och designers började leta efter nya lösningar. Det krävdes en teknik som skulle göra det möjligt att direkt påverka orsaken till formändringen och förändringen i geometrin hos ett enskilt grafitblock, det vill säga att det skulle minska dess tvärgående storlek.

Omfattningen av problemet krävde en gradvis avveckling av RBMK-reaktorer. 2012 - det första, 2013 - det andra blocket av Leningrad-stationen; 2012 - det andra kvarteret av Kursk-stationen; Under 2012–2014 skulle hälften av RBMK-reaktorerna avvecklas – 20–25 % av all kärnkraftsproduktion i Ryssland!

De flesta experter förstod att metoderna som är tillämpliga på industriella anordningar inte skulle ge den önskade effekten i fallet med reaktorer på grund av olika egenskaper.

Intäkter från kärnkraftverk med RBMK per år

Kumulativa intäkter från kärnkraftverk med RBMK (2014–2035)

Beslutande beslut
Slutligen, i juni 2012, dök ett intressant tekniskt förslag upp. En månad senare, i juli, hölls ett möte vid Leningrad NPP under ledning av Sergei Vladilenovich Kiriyenko, som ett resultat av vilket ett beslut fattades om att utveckla och implementera ett utkast till reparationsprogram.

På den tiden kunde ingen ge garantier för framgång. Den föreslagna tekniska metoden var komplex; Först och främst berodde detta på att allt arbete måste utföras av robotsystem på ett djup av cirka 18 meter, i ett hål med en diameter på 113 mm. Dessutom gjordes reparationer inte på en specifik kolonn, utan på hela reaktorn.

Arbetet med den första kraftenheten i Leningrad-stationen började under de första tio dagarna i januari 2013.

Det visar sig att på sex månader var hela operationskomplexet genomtänkt. Det var ett intensivt och multifaktoriellt arbete, där tre alternativa utvecklare av det tekniska komplexet var involverade: JSC NIKIMT-Atomstroy och två organisationer utanför Rosatom.

Utvecklingen av tekniska medel var början på att lösa problemet. Parallellt utfördes ett helt komplex av beräkningsmässigt, vetenskapligt och experimentellt arbete för att bekräfta och studera möjligheterna att driva alla delar av kärnan under krökningsförhållanden, i kombination med påverkan av reparationsteknik.

Innan man gick in i reaktoranläggningen, även för provdrift av de apparater som utvecklades, krävdes storskalig testning av tekniken. Naturligtvis var prioritetsprincipen "gör ingen skada", eftersom varje åtgärd var oåterkallelig. Därför var det nödvändigt att verifiera varje steg i utvecklingsstadiet av både teknik och utrustning.

Vid ENITs forskningsinstitut i Elektrogorsk, på en monter som skapats tidigare för andra tester, utfördes fullskaliga tester av utrustning både för att skära grafitpelare och för att applicera kraft på element av grafitmurverk. Särskild uppmärksamhet ägnades åt frågor om att säkerställa strålsäkerhet. När man utför några mekaniska operationer för att avlägsna grafit (som är ett radioaktivt material) måste man ta hänsyn till att det inte får komma i kontakt med omgivningen.

Allt detta testades noggrant under testbänkens förhållanden. Låt mig återigen betona: vi hade ingen erfarenhet av sådant arbete, så alla förberedande processer genomfördes gradvis. Allt tekniskt material genomgick en grundlig undersökning av Rostechnadzor. Vid behov gjordes justeringar och kompletteringar. Först efter alla dessa procedurer fick vi tillstånd och började arbeta på Leningrad-stationen. De utfördes i flera steg: de första nio cellerna, en rad, sedan tre rader, fem rader, och först efter det togs ett beslut om teknikens effektivitet och möjligheten att applicera den för hela apparaten.

Teknik som den är
Grundorsaken till förändringen i formen på grafitmurverket är en förändring i grafitblockets geometri. Efter långvarig användning går grafit in i det så kallade "svällningsstadiet": dess lager, mest utsatta för temperatur och fluens, ökar densiteten. Och de yttre lagren av grafitblocket fortsätter att krympa. Inre stress uppstår, vilket leder till bildandet av sprickor.

Bredden på en vertikal spricka i ett grafitblock ökar med tiden. Sålunda ökar de geometriska dimensionerna för grafitblocket, ursprungligen 250x250 mm, till 255x257 mm. Eftersom det finns tusentals grafitblock i kontakt med varandra, leder uppkomsten av ett stort antal sprickor i dem och en ökning av deras geometriska dimensioner till det faktum att de börjar trycka på varandra och gradvis flyttas från centrum till periferin , bestämma förändringar i geometri.

Utseendet på krökningar är också förknippat med neutronflödet, som ser ut som en hylla med en nedgång i periferin. Egentligen beter sig hela den här hyllan på samma sätt. Det finns 24 grafitblock i en rad, och var och en skjuter bort sin granne: låt oss säga att det första blocket trycks med 2 mm, nästa med ytterligare 2, allt detta läggs ihop, och resultatet är ganska höga avböjningspilar i periferin.

Mekaniken i denna process bekräftades under mätningar av den första kraftenheten i Leningrad-stationen, vilket gjorde det möjligt att utveckla en reparationsteknik. Repulsion i samband med bildandet av sprickor och en ökning av geometrin är grundorsakerna till förändringar i formen på hela grafitmurverket. Därav slutsatsen: som en lättnadsåtgärd är det nödvändigt att minska de tvärgående dimensionerna på grafitblocket.

Hela tekniken bygger på det faktum att om en negativ faktor är en ökning i storlek, så kommer en positiv faktor att vara dess minskning. Denna teknik inkluderar, utan att stanna vid mellanstadier, tre operationer för en cell, som vid första anblicken ser ganska enkla ut. Först: med hjälp av ett skärverktyg skärs grafitblock vertikalt. Skärbredden ändras sekventiellt från 12 till 36 mm - grafitblocket skärs på båda sidor och "överskottet" tas bort i processen. Den andra operationen är sammanförandet av skurna grafitblock som har bearbetats. Den tredje operationen är att återställa hålet.

För att återställa reaktorns geometri som helhet utvecklas ett schema som tar hänsyn till påverkan av celler som är belägna i periferin på mitten och vice versa. Denna ömsesidiga påverkan är den avgörande faktorn när man väljer ett reparationsschema, vilket i sin tur påverkar mängden arbete. Således, för det första blocket av Leningradskaya-stationen, uppgick reparationsvolymen 2013 till 300 celler av totalt 1 693.

Grundläggande principer för reparationsteknik

För reparationer väljs utformningen och den geometriska positionen för dessa celler som kommer att minska den totala krökningen, vilket gör att reaktorn kan fortsätta att drivas.

Tillsammans med utvecklingen av reparationsteknik och dess implementering genomförs en hel vetenskaplig, teknisk och beräkningsmässig uppsättning åtgärder för att bekräfta möjligheten att driva alla delar av reaktoranläggningen efter att arbetet har avslutats och under förhållanden av pågående deformation.

Många industriföretag deltog i arbetet med att underbygga möjligheten att driva reaktoranläggningen efter reparation: NIKIET, VNIIAES, VNIIEF, OKBM im. I. I. Afrikantova, ENITs, NIKIMT.

Allmän samordning utfördes av NIKIET. Han fungerade också som huvudentreprenör vid utveckling, förstudie och reparation av kraftenheten i Leningrads kärnkraftverk.

Allmän uppgift
Med ett så stort antal deltagare i processen var det inga problem i samspelet dem emellan. Arbetet vid kärnkraftverket i Leningrad har blivit ett av de slående exemplen på en vanlig orsak, och uppnår ett resultat formulerat enligt följande: utveckla och implementera teknik, utföra reparationer och motivera möjligheten till ytterligare drift, bestämma optimala förhållanden. Vid utförande av alla operationer togs även hänsyn till ytterligare nedbrytning av grafit och efterföljande formförändringar.

Lanseringen av det första blocket av Leningrad-stationen ägde rum i november 2013. Det gick drygt ett år mellan det att beslutet fattades och att kraftaggregatet startade. Som ett resultat har vi utvecklat en teknisk lösning som gör att vi kan återställa funktionaliteten hos grafitstapeln och förlänga reaktorns livslängd genom att upprepa en liknande operation.

En annan egenskap hos proceduren för att återställa resursegenskaper (det här är vad sådana reparationer kallas) är att det är omöjligt att göra en ny reaktor av denna operation. Det vill säga att formningsprocessen kommer att fortsätta: ett begränsat antal celler skärs, vilket lämnar celler som inte kan repareras, så processen med formning och följaktligen krökning kommer att fortsätta. Dess hastighet är fixerad genom sekventiell kontroll.

Metodiken innebär följande: med en kontrollerad process bestämmer dess numeriska prognoser reparationstiden, frekvensen av dess implementering och serviceintervall mellan reparationer. Naturligtvis måste denna process upprepas cykliskt. Hittills har restaureringen av resursegenskaperna hos grafitmurverk utförts vid två kraftenheter i Leningrad-stationen: den första och andra - och i det första steget av Kursk-stationen (även den första och andra kraftenheten).

Från 2013 till 2017 moderniserades tekniken avsevärt. Till exempel har den tid som krävs för att slutföra arbetet minskat, den tekniska driften har optimerats och kostnaden har reducerats avsevärt - nästan flera gånger jämfört med kraftenheterna i Leningrad NPP. Vi kan säga att tekniken har introducerats i industriell drift.

Allmän design av RBMK-1000-reaktorn

"Hjärtat" i ett kärnkraftverk är en reaktor, i vars kärna en kedjereaktion av klyvning av urankärnor upprätthålls. RBMK är en kanalvatten-grafitreaktor som använder långsamma (termiska) neutroner. Huvudkylvätskan i den är vatten, och neutronmoderatorn är grafitmurverket i reaktorn. Murverket är sammansatt av 2488 vertikala grafitpelare, med en bas på 250x250 mm och ett inre hål med en diameter på 114 mm. 1661 kolumner är avsedda för installation av bränslekanaler i dem, 211 - för reaktorns kontroll- och skyddssystemkanaler, och resten är sidoreflektorer.
Reaktorn är enkrets, med kokande kylvätska i kanalerna och direkt tillförsel av mättad ånga till turbinerna.

Kärna, bränslestavar och bränslekassetter

Bränslet i RBMK är urandioxid-235 U0 2, graden av bränsleanrikning enligt U-235 är 2,0 - 2,4%. Strukturellt ligger bränslet i bränsleelement (bränsleelement), som är stavar av zirkoniumlegeringar fyllda med sintrade urandioxidpellets. Bränsleelementets höjd är cirka 3,5 m, diameter 13,5 mm. Bränslestavar är förpackade i bränslepatroner (FA), som innehåller 18 bränslestavar vardera. Två seriekopplade bränslepatroner bildar en bränslekassett, vars höjd är 7 m.
Vatten tillförs kanalerna underifrån, tvättar bränslestavarna och värms upp, och en del av det förvandlas till ånga. Den resulterande ång-vattenblandningen avlägsnas från den övre delen av kanalen. För att reglera vattenflödet finns avstängnings- och reglerventiler vid inloppet till varje kanal.
Totalt är kärndiametern ~12 m, höjden är ~7 m. Den innehåller cirka 200 ton uran-235.

CPS

Styrstavarna är utformade för att reglera det radiella fältet för energifrigöring (PC), automatisk effektkontroll (AP), snabb avstängning av reaktorn (A3) och styrning av höjdfältet för energifrigöring (USP), och USP-stavarna med en längd på 3050 mm tas bort från kärnan nedåt, och resten med en längd på 5120 mm, uppåt.
För att övervaka energifördelningen längs kärnans höjd tillhandahålls 12 kanaler med sjusektionsdetektorer, som installeras jämnt i den centrala delen av reaktorn utanför nätverket av bränslekanaler och styrstavar. Energifördelningen längs kärnans radie övervakas med hjälp av detektorer installerade i bränslepatronens centrala rör i 117 bränslekanaler. Vid fogarna av grafitpelarna i reaktormurverket finns 20 vertikala hål med en diameter på 45 mm, i vilka trezonstermometrar är installerade för att övervaka grafittemperaturen.
Reaktorn styrs av stavar jämnt fördelade i reaktorn innehållande ett neutronabsorberande element - bor. Stavarna flyttas av individuella servon i speciella kanaler, vars design liknar tekniska. Stavarna har en egen vattenkylningskrets med en temperatur på 40-70°C. Användningen av stavar av olika utformning gör det möjligt att reglera energiutsläppet genom hela reaktorns volym och snabbt stänga av den vid behov.
Det finns 24 st AZ (nödskydd) stavar i RBMK. Automatiska styrstavar - 12 st. Det finns 12 lokala automatiska styrstavar, 131 manuella styrstavar och 32 förkortade absorberstavar (USP).


1. Kärna 2. Ångvattenledningar 3. Trum-separator 4. Huvudcirkulationspumpar 5. Utmatningsgruppsgrenrör 6. Vattenledningar 7. Övre biologiskt skydd 8. Av- och lastningsmaskin 9. Nedre biologiskt skydd.

Multipel forcerad cirkulationskrets

Detta är en värmeavledningskrets från reaktorhärden. Huvudrörelsen av vatten i den tillhandahålls av huvudcirkulationspumparna (MCP). Totalt finns det 8 huvudcirkulationspumpar i kretsen, uppdelade i 2 grupper. En pump från varje grupp är en reservpump. Kapaciteten hos huvudcirkulationspumpen är 8000 m 3 /h, trycket är 200 m vattenpelare, motoreffekten är 5,5 MW, pumptypen är centrifugal, ingångsspänningen är 6000 V.


Utöver huvudcirkulationspumpen finns matarpumpar, kondenspumpar och säkerhetssystempumpar.

Turbin

I en turbin expanderar arbetsvätskan - mättad ånga - och fungerar. RBMK-1000-reaktorn levererar ånga till 2 turbiner på vardera 500 MW. Varje turbin består i sin tur av en högtryckscylinder och fyra lågtryckscylindrar.
Vid turbinens inlopp är trycket cirka 60 atmosfärer, vid turbinens utlopp har ångan ett tryck som är lägre än atmosfärstrycket. Expansionen av ånga leder till att kanalens flödesarea måste öka; för detta ökar höjden på bladen när ångan rör sig i turbinen från steg till steg. Eftersom ånga kommer in i turbinen mättad, expanderar i turbinen, blir den snabbt fuktad. Den maximala tillåtna fukthalten i ånga bör vanligtvis inte överstiga 8-12 % för att undvika intensivt erosivt slitage på bladapparaten genom vattendroppar och en minskning av effektiviteten.
När den maximala luftfuktigheten är uppnådd avlägsnas all ånga från högtryckscylindern och passerar genom en separator - ångvärmare (SPP), där den torkas och värms upp. För att värma upp huvudångan till mättnadstemperatur används ånga från den första turbinextraktionen, levande ånga (ånga från separatortrumman) används för överhettning och uppvärmningsångan rinner ut i avluftaren.
Efter separatorn - ångvärmaren kommer ångan in i lågtryckscylindern. Här, under expansionsprocessen, fuktas ångan igen till högsta tillåtna luftfuktighet och kommer in i kondensorn (K). Viljan att få ut så mycket arbete som möjligt av varje kilo ånga och därigenom öka effektiviteten tvingar oss att upprätthålla det djupaste möjliga vakuumet i kondensorn. I detta avseende är kondensorn och det mesta av lågtryckscylindern i turbinen under vakuum.
Turbinen har sju ångextraktioner, den första används i separator-överhettaren för att värma huvudångan till mättnadstemperatur, den andra extraktionen används för att värma vatten i avluftaren och extraktionerna 3 – 7 används för att värma upp huvudkondensatflödet i respektive PND-5 - PND-1 (lågtrycksvärmare).

Bränslekassetter

Bränslestavar och bränslepatroner är föremål för höga krav på tillförlitlighet under hela sin livslängd. Komplexiteten i deras genomförande förvärras av det faktum att kanalens längd är 7000 mm med en relativt liten diameter, och samtidigt måste maskinöverbelastning av kassetterna säkerställas både när reaktorn stoppas och när reaktorn är löpning.

Parameter Dimensionera Magnitud Maximal spänningskanaleffekt kW (termisk) 3000-3200 Kylvätska strömmar genom kanalen med maximal effekt t/h 29,5-30,5 Maximalt ånginnehåll vid utloppet av kassetterna % 19,6 Kylvätskeparametrar vid kassettinloppet Tryck kgf/cm 2 79,6 Temperatur °C 265 Parametrar för kylvätskan vid utloppet av kassetten: Tryck kgf/cm 2 75,3 Temperatur °C 289,3 Maxhastighet Fröken 18,5 Maximal temperatur: Skalets yttre yta, °C 295 Inre skalyta °C 323

Lastnings- och lossningsmaskin (RZM)

En utmärkande egenskap hos RBMK är förmågan att ladda om bränslekassetter utan att stoppa reaktorn vid märkeffekt. I själva verket är detta en rutinoperation och utförs nästan dagligen.
Installationen av maskinen över motsvarande kanal utförs enligt koordinater och exakt vägledning till kanalen med hjälp av ett optiskt-tv-system, genom vilket du kan observera huvudet på kanalpluggen, eller med hjälp av ett kontaktsystem där en signal genereras när detektorn vidrör sidoytan på toppen av kanalstigaren.
REM har en förseglad fodral omgiven av biologiskt skydd (behållare), utrustad med ett roterande magasin med fyra spår för bränslepatroner och andra enheter. Dräkten är utrustad med speciella mekanismer för att utföra överbelastningsarbete.
Vid omladdning av bränsle komprimeras dräkten längs den yttre ytan av kanalstigaren och ett vattentryck skapas i den som är lika med kylvätsketrycket i kanalerna. I detta tillstånd släpps stopppluggen, den använda bränslepatronen med upphängning tas bort, en ny bränslepatron installeras och pluggen förseglas. Under alla dessa operationer kommer vatten från den sällsynta jordartsmetallen in i den övre delen av kanalen och, blandad med huvudkylvätskan, avlägsnas från kanalen genom utloppsröret. Sålunda, vid omladdning av bränsle, säkerställs kontinuerlig cirkulation av kylvätskan genom den överbelastade kanalen, medan vatten från kanalen inte kommer in i den sällsynta jordartsmetallen.