Реактор большой мощности канальный. Рбмк реактор большой мощности канальный Основные принципы технологии ремонта
Эта статья, которая должна дать общее представление об устройстве и работе реактора, ставшего сегодня одним из основных для нашей атомной энергетики, служит и пояснительным текстом к рисункам, где изображен реактор РБМК-1000, и к схемам, Поясняющим работу разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ).
Главный корпус АЭС с реактором РБМК состоит из двух энергетических блоков электрической мощностью по 1000 МВт, с общим турбогенераторным залом и раздельными помещениями для реакторов. Энергетический блок - это реактор с контуром циркуляции теплоносителя и вспомогательными системами, система трубопроводов и оборудования, по которым вода из конденсаторов турбин направляется в контур циркуляции теплоносителя, и два турбогенератора мощностью по 500 МВт каждый.
Теплоноситель-вода, циркулирует по двум параллельным системам. Каждая система включает в себя по два барабана-сепаратора, 24 опускных трубы,4 всасывающий и - напорный коллекторы, - 4 циркуляционных насоса, из которых три работают, а один находится в резерве, 22 раздаточных групповых коллектора,- а также запорную и регулирующую арматуру.
От раздаточных групповых коллекторов вода с температурой 270°С по индивидуальным трубопроводам с помощью запорно-регулирующих клапанов распределяется по технологическим каналам. Омывая тепловыделяющие элементы, она нагревается до температуры насыщения, частично испаряется, и образовавшаяся пароводяная смесь также по индивидуальным трубопроводам "от каждого канала поступает в барабаны-сепараторы. Здесь происходит разделение пароводяной смеси на пар и воду. Отсепарированная вода смешивается с питательной водой и по опускным трубам направляется к главным циркуляционным насосам. Насыщенный пар давлением 70 кгс/см2 направляется по восьми паропроводам к двум турбинам. Отработав в цилиндрах высокого давления турбин, пар поступает в промежуточные сепараторы-перегреватели, где от него отделяется влага и он перегревается до температуры 250°C. Пройдя цилиндры низкого давления, пар поступает в конденсаторы. Конденсат проходит стопроцентную очистку на фильтрах, подогревается, в пяти регенеративных подогревателях и поступает в деаэраторы. Оттуда вода при температуре 165°C насосами подается обратно в барабаны-сепараторы. Всего за час через реактор насосы прогоняют около 38 тыс. т воды. Номинальная тепловая мощность реактора составляет 3140 МВт; за час он производит 5400 т пара.
Реактор размещен в бетонной шахте квадратного сечения размером 21,6 X 21,6 м и глубиной 25,5 м. Вес реактора передается на бетон при помощи сварных металлоконструкций, которые Одновременно служат биологической защитой. Вместе с кожухом они образуют заполненную смесью гелия и азота герметичную полость - реакторное пространство, в котором расположена графитовая кладка. Газ служит для поддержания температурного режима кладки.
Верхняя и нижняя металлоконструкции реактора засыпаны защитным материалом (горная порода серпентинит) и заполнены азотом. В качестве боковой биологической защиты используются водяные баки.
Графитовая кладка представляет собой вертикально расположенный цилиндр, собранный из графитовых колонн с центральными отверстиями для технологических (парогенерирующих) каналов и каналов системы управления и защиты (на схеме они не показаны).
Так как при работе реактора в графитовом замедлителе выделяется примерно 5% тепловой энергии, то для поддержания необходимого температурного режима графитовых блоков и улучшения отвода тепла от графита к теплоносителю, протекающему в каналах, была предложена оригинальная конструкция колец твердого контакта. Разрезные кольца (высотой 20 мм) размещаются по высоте канала вплотную друг к другу таким образом, что каждое соседнее кольцо имеет надежный контакт по цилиндрической поверхности либо с трубой канала, либо с внутренней поверхностью графитового блока кладки, а также по торцам с двумя другими кольцами. Эффективность предложенной конструкции была проверена экспериментами на тепловом стенде. Опыт эксплуатации энергоблоков Ленинградской АЭС подтвердил возможность и простоту установки канала с графитовыми кольцами в технологический тракт и извлечение из него.
Технологический канал - это сварная трубная конструкция, предназначенная для установки в ней тепловыделяющих сборок (ТВС) и организации потока теплоносителя.
Верхняя и нижняя части канала сделаны из нержавеющей стали, а центральная труба диаметром 88 мм и толщиной стенки 4 мм в пределах активной зоны, высота которой 7 м, изготовлена из сплава циркония с ниобием (2,5%). Этот сплав меньше, чем сталь, поглощает нейтроны, имеет высокие механические и коррозионные свойства. Создание надежного герметичного соединения центральной циркониевой части канала со стальными трубами оказалось сложной задачей, так как коэффициенты линейного расширения соединяемых материалов различаются примерно в три раза. Решить ее удалось с помощью переходников сталь-цирконий, выполненных методом диффузионной сварки.
В технологическом канале (таких каналов 1693) размещают кассету с двумя тепловыделяющими сборками; каждая такая сборка состоит из 18 твэлов. Тепловыделяющий элемент представляет собой трубку из циркониевого сплава наружным диаметром 13,6 мм, толщиной стенки 0,9 мм с двумя концевыми заглушками, внутри которой помещены таблетки из двуокиси урана. Всего в реактор загружается около 190 т урана, содержащего 1,8% изотопа урана-235.
В нашей стране разработаны и успешно эксплуатируются три типа энергетических реакторов:
канальный водографитовый реактор РБМК–1000 (РБМК–1500);
корпусной реактор с водой под давлением ВВЭР–1000 (ВВЭР–440);
реактор на быстрых нейтронах БН–600.
В других странах разработаны и эксплуатируются следующие типы энергетических реакторов:
корпусной реактор с водой под давлением PWR;
корпусной реактор с кипящей водой BWR;
канальный тяжеловодный реактор CANDU;
газо-графитовый корпусной реактор AGR.
Количество твэлов, загружаемых в активную зону реактора достигает 50 000 штук. Для удобства монтажа, перегрузки, транспортировки и организации охлаждения твэлы всех энергетических реакторов объединены в тепловыделяющие сборки - ТВС. Для надежного охлаждения твэлы в ТВС отделены друг от друга дистанционирующими элементами.
Твэл и твс реакторов рбмк–1000 и рбмк–1500
В активной зоне реакторов РБМК–1000 и РБМК–1500 с шагом квадратной решетки 250 мм расположены 1693 и 1661 технологических канала. В несущей трубе каждого канала располагаются ТВС. К канальной трубе Ф 80x4 мм из сплаваZr+ 2,5 %Nbв ре-кристаллизованном состоянии диффузионной сваркой с двух сторон крепятся наконечники из стали ОХ18Н10Т, позволяющие плотно подключить каждый канал к коллектору теплоносителя.
Такая конструкция канала позволяет с помощью перегрузочной машины легко осуществлять загрузку и перегрузку ТВС, в том числе на работающем реакторе. В канал реактора РБМК-1000 загружается кассета, состоящая из двух отдельных ТВС, расположенных одна над другой, связанных в единое целое полым несущим стержнем из сплава Zr+ 2,5 % Nb(ф 15x1,25 мм). В полости несущего стержня в отдельной трубчатой оболочке из циркониевого сплава располагаются датчики контроля энерговыделения, либо дополнительные поглотители нейтронов, служащие для выравнивания энерговыделения в активной зоне реактора.
Рис.1. ТВС реактора РБМК–1000
Каждая верхняя и нижняя ТВС (рис.1) образованы параллельным пучком стержневых твэлов из 18 штук, расположенных концентрическим окружностям с фиксированным по радиусу шагом, что создает устойчивый теплосъем в течение всего срока службы твэлов. Фиксация твэлов обеспечивается каркасом, образованным несущим центральным стержнем и десятью дистанционирующими решетками, равномерно расположенными по высоте каждой ТВС. Дистанционирующие решетки собираются из отдельных фигурных ячеек, сваренных между собой в точках и скрепленных снаружи ободом. В каждой ячейке имеются внутренние выступы длиной 0,1 - 0,2 мм: по четыре в ячейках наружного и по пять в ячейках внутреннего ряда твэлов, прочно, с натягом фиксирующие пропущенные сквозь ячейки твэлы. Это предупреждает радиальные перемещения твэлов в ячейках, которые могут быть возбуждены вибрацией конструкции под действием турбулентного потока теплоносителя. Таким путем исключается возникновение фреттинг-коррозии в местах касания оболочек твэлов с металлом ячеек. Решетки выполнены из нержавеющей аустенитной стали (ведутся работы по замене материала циркониевым сплавом). Дистанционирующие решетки имеют свободу перемещения вместе с пучком твэлов несущего стержня, однако поворот решетки относительно оси стержня исключен.
Твэлы одним концом кольцевыми замками, обжимаемыми в вырезы фигурных наконечников, крепятся к несущей решетке. Другие концы твэлов остаются свободными. Несущая решетка (концевая) жестко крепится к осевой половине несущего стержня.
Общий вид твэла представлен на рис.2. Общая длина твэла составляет 3644мм, длина топливного сердечника - 3430 мм.
Материал оболочки и концевых деталей твэлов является сплав Zr+1%Nbв рекристаллизованном состоянии. Диаметр оболочек 13,6 мм, толщина стенки 0,9мм. Топливом являются таблетки из спеченной двуокиси урана с высотой близкой к их диаметру, имеющие лунки на торцах.
Средняя масса топливного столба составляет 3590 г при минимальной плотности 10,4 г/см 3 .
Разброс диаметрального зазора таблетка - оболочка составляет 0,18-0,36мм. В оболочке топливные таблетки сжаты витой пружиной, расположенной в газосборнике, снижающем давление газообразных продуктов делении. Отношение свободного объема под оболочкой к общему объему при средних геометрических параметрах составляет 0,09.
Рис.2. Твэл реактора РБМК: 1 - заглушка, 2 - топливная таблетка, 3 - оболочка, 4 - пружина, 5 - втулка, 6 - наконечник
Конструкции каналов уран-графитовых реакторов АЭС
Тепловыделяющая часть канала РБМК-1000
(рис. 2.31) состоит из двух ТВС, несущего
центрального стержня, хвостовика, штанги, наконечника. ТВС собирается из
18 твэлов стержневого типа диаметром 13,5x0,9 мм, каркаса и крепежных
деталей; ТВС взаимозаменяемы. Каркас состоит из центральной трубы, на
которой закреплены одна концевая и десять дистанционирующих решеток.
Дистанционирующие решетки служат для обеспечения требуемого
расположения твэлов в поперечном сечении ТВС и крепятся в центральной
трубе. Крепление дистанционирующих решеток позволяет им смещаться вдоль
оси на расстояние 3,5 м при тепловом расширении твэлов. Крайняя
дистанционирующая решетка крепится на шпонке для увеличения жесткости
против скручивания пучка.
Дистанционирующая решетка представляет собой сотовую конструкцию и
собирается из центральной, шеста промежуточных, двенадцати периферийных
ячеек и обода, соединенных между собой точечной контактной сваркой. На
ободе предусмотрены дистанцио-нирующие выступы.
Рис. 2.31. ТВС РБМК-1000:
1 - подвеска; 2 - переходник; 3 - хвостовик; 4 - твэл; 5 - несущий
стержень; 6 - втулка; 7 - наконечник; 8 - гайка
Центральная труба ТВС на конце имеет прямоугольный срез на половину диаметра для стыковки ТВС друг с другом в канале. При этом обеспечивается необходимая соосность твэлов двух ТВС и исключается поворот их относительно друг друга.
Твэлы жестко закреплены в концевых решетках ТВС (на верхней и нижней границах активной зоны), и при работающем реакторе зазор в центре активной зоны выбирается за счет термического расширения. Сокращение расстояния между твэлами в центре активной зоны уменьшает всплеск тепловыделения и снижает температуру топлива и конструкционного материала в зоне заглушек твэлов. Использование двух ТВС по высоте активной зоны позволяет каждой сборке работать в зоне как максимума, так и минимума энерговыделения по высоте.
Все детали ТВС кроме штанги и дистанционирующих решеток изготовляются из циркониевого сплава. Штанга, служащая для соединения сборки с подвеской, и дистанционирующие решетки выполнены из нержавеющей стали Х18Н10Т.
Анализ теплогидравлических и прочностных характеристик реактора РБМК-ЮОО выявил имеющиеся резервы по увеличению мощности установки. Увеличение критической мощности технологического канала, т. е. мощности, при которой на поверхности твэлов наступает кризис теплообмена, сопровождающийся недопустимым повышением температуры циркониевой оболочки, было достигнуто введением в тепловыделяющую сборку интенсификаторов теплообмена. Применение решеток-интенсификаторов с осевой закруткой потока теплоносителя позволило увеличить мощность технологического канала РБМК-1000 в 1,5 раза. Конструкция ТВС РБМК-1500 отличается от конструкции ТВС РБМК-1000 тем, что в верхней ТВС используются дистанционирующие рещетки-интенси-фикаторы, в остальном конструкция ТВС не имеет принципиальных отличий. Сохранение сопротивления контура циркуляции достигается снижением расхода теплоносителя.
Увеличение мощности ТВС вызывает соответствующее увеличение линейной мощности твэлов до 550 Вт/см. Отечественный и зарубежный опыт показывает, что такой уровень линейной мощности не является предельным. На ряде станций США максимальные линейные мощности составляют 570-610 вт/см.
Для монтажа и замены корпуса технологического канала в процессе эксплуатации, а также для организации надежного теплоотвода для графитовой кладки к каналу на средней части его находятся кольца «твердого контакта» (рис. 2.32). Разрезные кольца высотой 20 мм размещаются по высоте канала вплотную друг к другу таким образом, что каждое соседнее кольцо имеет надежный контакт по цилиндрической поверхности либо с трубой канала, либо с внутренней поверхностью графитового блока кладки, а также по торцу между собой. Минимально допустимые зазоры канал- кольцо и кольцо - блок определяются из условия недопустимости заклинивания канала в кладке в результате радиационной усадки графита и увеличения диаметра канала в результате
ползучести материала трубы. Незначительное увеличение зазоров приведет к ухудшению теплоотвода от графита кладки. На верхней части корпуса канала приварено несколько втулок, предназначенных для улучшения теплоотвода от металлоконструкций реактора для обеспечения радиационной безопасности и создания технологических баз при изготовлении корпуса канала.
Рис. 2.32. Установка технологического канала в
графитовой кладке:
1- труба (сплав Zr+2,5 % Nb); 2 - наружное графитовое кольцо; 3 -
внутреннее графитовое кольцо; 4 - графитовая кладка
Как уже отмечалось, циркониевые сплавы применяются в основном для изготовления элементов активной зоны реактора, в которых в полной мере используются их специфические свойства: нейтронная
«прозрачность», жаропрочность, коррозионная и радиационная стойкость и т. п. Для изготовления других частей реактора применяют более дешевый материал - нержавеющую сталь. Сочетание этих материалов определяется требованиями, предъявлямыми к конструкции, а также экономическими соображениями в отношении материалов и технологии. Различие физических, механических и технологических свойств циркониевых сплавов и сталей вызывает проблему их соединения.
В промышленных реакторах известны соединения стали с циркониевыми сплавами механическим способом, например в канадских реакторах «Пикеринг-2, -3 и -4» соединение канальных труб из циркониевого сплава с концевыми фиттингами из отпущенной нержавеющей стали (рис. 2.33) производилось с помощью вальцовки. Однако такие соединения удовлетворительно работают при температуре 200-250 °С. За рубежом исследовались соединения стали с цирконием сваркой плавления (аргонно-дуговой) и сваркой в твердой фазе. Аргонно-дуговая сварка проводится при более высоких температурах, чем сварка в твердой фазе, что приводит к образованию в зоне соединения прослоек хрупких интерметаллидов, отрицательно влияющих на механические и коррозионные свойства шва. Среди исследуемых методов соединения сплавов циркония со сталью в твердой фазе являются сварка взрывом, совместная ковка, штамповка, сварка давлением, совместное прессование, контактно-реактивная пайка, сварка трением и др.
Однако все эти соединения неприменимы для труб технологического канала реактора РБМК, так как все они предназначаются
для работы при других параметрах, и они не могут обеспечить необходимую плотность и прочность.
Средняя циркониевая часть канала РБМК, находящаяся в активной зоне реактора, соединяется с концевыми сборками из нержавеющей стали при помощи специальных переходников сталь- цирконий. Переходники сталь - цирконий получены методом диффузионной сварки.
Сварка осуществляется в вакуумной камере в результате сильного прижатия друг к другу нагретых до высокой температуры деталей из циркониевого сплава и нержавеющей стали. После механической обработки получается переходник, один конец которого- циркониевый сплав, другой - нержавеющая сталь. Для уменьшения напряжений, возникающих в соединении с большой разницей в коэффициентах линейных расширений циркониевого сплава (а = 5,6*10 -6 1/°С) и стали 0Х18Н10Т (а=17,2*10 -6 1/°С), применяется бандаж из биметаллических горячепрессованных труб (сталь марки 0Х18Н10Т + сталь марки 1Х17Н2) (а=11*10 -6 1/°С).
Соединение переходника с циркониевой трубой наружным диаметром 88 и толщиной стенки 4 мм осуществляется электронно-лучевой сваркой. К сварным швам предъявляются те же требования по прочности и коррозионным свойствам, что и к основной трубе. Разработанные режимы электронно-лучевой сварки, способы и режимы механической и термической обработки сварных швов и околошовных зон позволили получить надежные вакуумно-плотные сварные соединения сталь-цирконий.
Вторая жизнь реакторов канального типа
В следующем году исполнится 70 лет с момента пуска первой реакторной установки канального направления. Почему сегодня технологии отказано в развитии и кто с этим не согласен? Объясняет и отвечает главный конструктор энергетических канальных реакторных установок, директор отделения АО «НИКИЭТ» Алексей Слободчиков.
Для начала несколько слов об истории канальных реакторов. Их появление было тесно связано с зарождением самой атомной отрасли, как военно-промышленного комплекса, так и энергетического.
Первый канальный реактор был запущен 19 июня 1948 года в Челябинской области. Разработкой промышленного реактора А занимался главный конструктор Николай Антонович Доллежаль, а руководил научным проектом Игорь Васильевич Курчатов. Безусловно, основным предназначением реактора была наработка оружейного плутония, и первый этап развития канального направления реакторостроения неразрывно связан именно с оборонной тематикой.
Первые реакторы были сугубо утилитарными. В их основе - проточная схема и отсутствие замкнутого контура. В процессе отработки эксплуатационных решений появилась возможность перейти к использованию реактора в классическом промышленном понимании - как части энергетического комплекса. Первым реализовал эту задачу реактор Сибирской атомной станции, построенный в 1958 году. В тот период начали открываться перспективы использования ядерной энергии в мирных целях.
Первая АЭС с канальным уран-графитовым реактором была построена в Обнинске. Реактор АМ по энергетическим меркам обладал невысокой мощностью - всего 5 МВт. Но тем не менее его создание, проектирование и эксплуатация (во многом в исследовательском режиме) позволили решить вопросы, связанные с изучением материалов и их поведения при выработке ядерным реактором электроэнергии.
Точка отсчета
После ввода АЭС в Обнинске следующий этап - Белоярская станция. Этот проект стал смелым не только для своего времени, но и вообще для реакторостроения. На Белоярской АЭС была реализована технология ядерного перегрева пара, что позволило существенно повысить КПД энергоустановки и приблизиться к тем показателям, которые характерны для электростанций с органическим топливом. После этого, на рубеже 1960–1970-х годов появилась возможность вплотную приступить к разработке и строительству реактора РБМК‑1000.
Пуск реактора РБМК‑1000 стал точкой отсчета для крупномасштабного применения атомной энергии в народном хозяйстве. Это был первый блок-миллионник, который достаточно долго оставался единственным с такой мощностью.
Первый энергоблок с реакторами РБМК был запущен в декабре 1973 года на Ленинградской атомной станции. Затем, на протяжении 1970–1980-х годов, последовательно были введены в строй 17 энергоблоков с реакторами РБМК.
Сегодня в России эксплуатируются 11 таких энергоблоков на площадках Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС. Четыре энергоблока были построены на Украине, и еще два - на территории Литовской ССР. Мощность последних была увеличена в 1,5 раза - до 1500 МВт (номинальная электрическая мощность). Эти энергоблоки были самыми мощными в то время, и в обозримой перспективе для российской атомной отрасли они пока остаются пределом по мощности отдельного энергоблока.
Биография
Алексей Владимирович СЛОБОДЧИКОВ
родился в 1972 году. Окончил МГТУ им. Н. Э. Баумана по специальности «Ядерные энергетические установки».
С 1995 года работает в АО «НИКИЭТ». Сейчас занимает должность главного конструктора энергетических канальных реакторных установок, директора отделения.
За вклад в работу по восстановлению ресурсных характеристик реакторов РБМК А. Слободчиков в составе авторского коллектива удостоен Премии Правительства Российской Федерации. Создание и промышленное внедрение этой уникальной технологии, разработанной НИКИЭТом совместно с ведущими предприятиями отрасли, российской науки и промышленности, позволяют сохранить АЭС с такими реакторами в единой энергосистеме России до ввода замещающих мощностей.
О настоящем, прошлом и будущем РБМК
Если говорить о доле в энергобалансе реакторов РБМК, то эта цифра в зависимости от года колеблется в районе 39–41%. Пока продолжают эксплуатироваться только блоки, построенные в 1970–1980-х годах. Первый из них был пущен в 1973 году, а самый молодой - третий блок Смоленской станции - в 1990 году. С учетом опыта эксплуатации уран-графитовых реакторов, еще на этапе проектирования был определен срок службы РБМК - 30 лет.
Здесь стоит сделать маленькую ремарку. История развития всего канального направления - если говорить конкретно о реакторах РБМК - это процесс его совершенствования и модернизации в соответствии с последним словом техники на определенный момент. Например, нельзя сравнить техническое состояние реактора 1973 года (такого, как на Ленинградской АЭС) с тем, что мы имеем сегодня. За 40 с лишним лет произошли значительные изменения в системах управления, безопасности, непосредственно в топливном цикле и физике активной зоны.
Черной страницей в истории развития как канального, так и вообще мирового реакторостроения стала чернобыльская авария. Но после нее были сделаны соответствующие выводы. Сейчас реактор РБМК называют «реактором чернобыльского типа», но это не совсем корректное определение. Сравнивать то, что было, с тем, что мы имеем сегодня, нельзя. Непрерывный процесс модернизации, о котором я говорил, позволил поставить на рубеже 1990–2000-х годов вопрос о продлении срока службы реакторов до 45 лет. Таким образом, продленный срок службы первого блока ЛАЭС завершится в 2018 году, а эксплуатация третьего блока Смоленской станции закончится в 2035 году.
О графитовых элементах и прогнозировании искривлений
Существуют разные виды канальных реакторов. Например, в Канаде основу атомной энергетики составляют реакторы CANDU с тяжелой водой. В нашей стране эксплуатируются только уран-графитовые канальные реакторы. Графит - это нетривиальный материал, он не похож по своим свойствам на сталь или бетон. Изучение графита как элемента активной зоны началось с первого дня эксплуатации промышленных аппаратов.
Уже тогда было понятно, что под влиянием высокой температуры и высокоэнергетических потоков этот материал подвержен деградации. При этом изменения физико-механических свойств графита, его геометрии отражаются на состоянии активной зоны в целом. Изучением этого вопроса подробно занимались не только советские ученые. Изменения состояний графита интересовали также наших американских коллег.
Одна из основных проблем - изменение геометрии графитовых элементов. Активная зона реактора РБМК состоит из графитовых колонн. Каждая колонна имеет высоту 8 метров и состоит из 14 графитовых блоков - параллелепипедов высотой 600 мм и сечением 250×250 мм. Всего таких колонн 2,5 тыс.
Сама же активная зона имеет высоту 7 метров, длина тепловыделяющей сборки, которая находится в ней, - также 7 метров, а общая длина топливного модуля - 16 метров.
Нужно понимать, что активная зона представляет собой единое целое, поэтому изменения одного элемента по цепочке - кумулятивным эффектом - передаются сначала на близлежащие области, а впоследствии могут охватить всю геометрию активной зоны. Один из самых негативных факторов изменений графитовых блоков - искривление колонн и, как следствие, прогибы топливных каналов и каналов СУЗ.
При монтаже все колонны, разумеется, вертикальны, но в процессе эксплуатации эта вертикальность теряется. Если снова обратиться к истории, то можно увидеть, что для промышленных аппаратов и первых уран-графитовых реакторов этот процесс начался в первые годы эксплуатации. Тогда же были поняты механизмы этого явления. При разработке реактора РБМК часть процессов удалось предотвратить конструкторскими решениями.
Полностью избавиться от изменений невозможно. Прогнозировать их появление сложно. При 45-летнем сроке службы реактора предполагалось, что процесс изменений войдет в активную фазу на рубеже 43–44-го годов. Но получилось, что с проблемой мы столкнулись на рубеже 40-го года эксплуатации. То есть погрешность прогнозирования составила порядка трех лет.
В 2011 году на первом энергоблоке Ленинградской станции были зафиксированы изменения геометрии: искривление технологических каналов (в них устанавливается ядерное топливо - тепловыделяющие сборки), каналов стержней управления и защиты. Я хотел бы обратить ваше внимание на то, что эксплуатация РБМК предполагает постоянный контроль параметров, определяющих безопасность. С помощью ультразвукового контроля ведется наблюдение за диаметром каналов и искривлением, целостностью, взаимным состоянием элементов, которые определяют работоспособность при различных (как номинальных, так и переходных) режимах. Когда при плановом контроле было обнаружено начало процесса изменений, стало понятно: раз процесс начался, то его скорость будет достаточно высока; эксплуатация реакторной установки в таких условиях требует дополнительных решений.
Основные показатели реакторов РБМК
Поиск правильных решений
При искривлении технологических каналов и каналов СУЗ в первую очередь необходимо обеспечить безоговорочную работоспособность исполнительных механизмов систем управления и защиты, а также тепловыделяющих сборок в условиях изменяющейся геометрии.
Также требуется подтвердить способность технологических каналов, работающих в условиях прогиба, сохранять прочностные свойства. На первом блоке Ленинградской станции количество технологических каналов - 1693, и ни один из них при эксплуатации в условиях искривления не находится в зоне риска с точки зрения его работоспособности.
Еще один важный момент: должны быть обеспечены все технологические операции, связанные с загрузкой и выгрузкой тепловыделяющих сборок. Отличительная черта, она же преимущество, реактора РБМК - возможность его эксплуатации в условиях непрерывных перегрузок. Конструкция позволяет проводить перегрузку при эксплуатации непосредственно на мощности. Это обеспечивает гибкий топливный цикл, формирует активную зону и увеличивает выгорание. Собственно, это и определяет экономику: реактор не работает кампаниями, он работает в режиме постоянных перегрузок.
В 2011 году на Ленинградской станции был выполнен ряд работ, подтвердивших работоспособность элементов реакторной установки в условиях прогиба до 100 мм. После этого первый энергоблок ЛАЭС на короткое время ввели в эксплуатацию под усиленным контролем параметров. Спустя семь месяцев его повторно остановили для расширенного контроля геометрии: было зафиксировано развитие процесса, связанного с изменением формы графитовой кладки. Тогда стало ясно, что дальнейшая работа реактора невозможна. В мае 2012 года первый энергоблок Ленинградской станции остановили.
Одновременно начало изменений было зафиксировано на втором энергоблоке ЛАЭС и на втором энергоблоке Курской атомной станции. Выявленные прогибы говорили о том, что процесс приближается к активной фазе.
Требовалось решение, применимое для всех энергоблоков Ленинградской, Курской и Смоленской атомных станций с реакторами РБМК. Рассматривалось несколько путей. Можно было использовать пассивный метод управления искривлениями, но стало очевидно, что процессы деградации графита и, как следствие, формоизменения связаны с уровнем повреждающих факторов. В первую очередь, с температурой и потоком быстрых нейтронов.
Соответственно, пассивные методы управления этим процессом могли быть таковы: радикальное, до 50%, снижение мощности энергоблоков, для того чтобы появился значимый эффект; или их эксплуатация в сезонном режиме. То есть четыре месяца блок эксплуатируется, потом несколько месяцев стоит. Но эти методы подходили только для тех реакторов, где процесс изменений не зашел далеко.
Второе направление - активное, как тогда мы его называли, - это разработка и внедрение ремонтных технологий. Их периодическое применение позволило бы эксплуатировать реакторную установку дольше.
Почему вообще зашла речь о возможности ремонта? Отвечая на этот вопрос, нужно вернуться к опыту промышленных аппаратов, так как для них проблема формоизменения существовала многие десятилетия. Значительные прогибы каналов были зафиксированы в реакторе Сибирской атомной электростанции ЭИ‑2. Если для реактора РБМК прогиб составлял 100 мм, то прогибы технологических каналов в реакторе ЭИ‑2 достигали 400 мм.
С помощью различных технологических приемов на примере промышленных аппаратов была показана возможность частичного ремонта графитовой кладки. Даже сам опыт реактора РБМК говорил о том, что графитовая кладка - элемент сложный, большой, но в какой-то мере ремонтопригодный. На каждом энергоблоке с РБМК проводились замены технологических каналов - это, в числе прочего, связано с воздействием на графитовую кладку.
Большой опыт, накопленный в проектных институтах и непосредственно на станциях в области ремонта в активной зоне, позволил создать и реализовать новые технологии ремонта.
Анализ технологических приемов, использовавшихся на промышленных аппаратах, показал, что для реактора РБМК их применение невозможно по разным причинам. Часть операций неэффективны в условиях РБМК; другие невозможны с точки зрения конструктивных особенностей. Инженеры и конструкторы стали искать новые решения. Требовалась технология, которая позволила бы воздействовать непосредственно на причину формоизменения и изменения геометрии отдельного графитового блока, то есть уменьшала бы его поперечный размер.
Масштаб проблемы предполагал последовательное выведение реакторов РБМК из эксплуатации. В 2012 году - первого, в 2013 году - второго блока Ленинградской станции; в 2012 году - второго блока Курской станции; в течение 2012–2014 годов должна была быть выведена половина реакторов РБМК - 20–25% всей атомной генерации России!
Большинство специалистов понимали, что методы, применимые для промышленных аппаратов, не дадут нужного эффекта в случае с реакторами в силу различных особенностей.
Выручка АЭС с РБМК по годам
Накопленная выручка АЭС с РБМК (2014–2035 гг.)
Определяющее решение
Наконец в июне 2012 года появилось интересное техническое предложение. А спустя месяц, в июле, на Ленинградской АЭС прошло совещание под руководством Сергея Владиленовича Кириенко, в результате которого было принято решение о разработке и внедрении проекта ремонтной программы.
На тот момент гарантий успеха никто дать не мог. Предложенный технологический прием был сложен; в первую очередь, это было связано с тем, что все работы должны были выполняться робототехническими комплексами на глубине порядка 18 метров, в отверстии диаметром 113 мм. Плюс производился ремонт не одной конкретной колонны, а всего реактора.
Работы на первом энергоблоке Ленинградской станции начались в первой декаде января 2013 года.
Получается, что за полгода был продуман весь комплекс операций. Это была напряженная и многофакторная работа, в которой были задействованы три альтернативных разработчика технического комплекса: АО «НИКИМТ-Атомстрой» и две организации вне контура Росатома.
Разработка технических средств стала началом решения проблемы. Параллельно проводился целый комплекс расчетных, научных, экспериментальных работ по подтверждению и изучению возможностей эксплуатации всех элементов активной зоны в условиях искривления, в сочетании с воздействием ремонтной технологии.
Прежде чем выйти на реакторную установку, даже для опытной эксплуатации разрабатываемых устройств, требовалось проведение широкомасштабных испытаний технологии. Безусловно, приоритетным принципом был «не навреди», потому что любое действие было необратимо. Поэтому необходимо было выверить каждый шаг еще на стадии разработки как технологии, так и оснастки.
В научно-исследовательском институте ЭНИЦ, в Электрогорске, на стенде, созданном ранее для других испытаний, прошли полномасштабные испытания оснастки как для резки графитовых колонн, так и для силового воздействия на элементы графитовой кладки. Особое внимание уделялось вопросам обеспечения радиационной безопасности. При проведении любых механических операций по удалению графита (являющегося радиоактивным материалом) нужно учитывать, что он не должен контактировать с окружающей средой.
Все это досконально проверялось в условиях стендовой базы. Еще раз подчеркну: опыта таких работ у нас не было, поэтому все подготовительные процессы велись постепенно. Все технические материалы проходили тщательную экспертизу в Ростехнадзоре. При необходимости проводилась корректировка, вносились дополнения. Только после всех этих процедур мы получили разрешение и начали работы на Ленинградской станции. Они проводились в несколько этапов: первые девять ячеек, один ряд, потом - три ряда, пять рядов, и лишь после этого было принято решение об эффективности технологии и возможности ее применения для всего аппарата.
Технология, как она есть
Первопричина формоизменения графитовой кладки - изменение геометрии графитового блока. После длительной эксплуатации графит переходит в так называемую стадию «распухания»: его слои, наиболее подверженные воздействию температуры и флюенса, увеличивают плотность. А внешние слои графитового блока продолжают усадку. Возникает внутреннее напряжение, приводящее к образованию трещин.
Ширина вертикальной трещины в графитовом блоке со временем увеличивается. Таким образом, геометрические размеры графитового блока, первоначально составлявшие 250×250 мм, увеличиваются до 255×257 мм. Поскольку в кладке тысячи контактирующих между собой графитовых блоков, то возникновение большого количества трещин в них и увеличение их геометрических размеров приводят к тому, что они начинают расталкивать друг друга и постепенно перемещаются от центра к периферии, определяя изменения геометрии.
Появление искривлений также связано с нейтронным потоком, который выглядит как полка со спадом на периферии. Собственно, вся эта полка ведет себя одинаково. В одном ряду находятся 24 графитовых блока, и каждый отталкивает соседа: допустим, первый блок толкнул на 2 мм, следующий - еще на 2, все это суммируется, и в результате получаются достаточно высокие стрелы прогиба на периферии.
Механика этого процесса была подтверждена при измерениях первого энергоблока Ленинградской станции, что и позволило разработать технологию ремонта. Расталкивание, связанное с образованием трещин, и увеличение геометрии - это первопричины формоизменения всей графитовой кладки. Отсюда вывод: в качестве купирующей меры необходимо уменьшить поперечные размеры графитового блока.
Вся технология строится на том, что если негативный фактор - это увеличение размера, то позитивным будет его уменьшение. Такая технология включает, если не останавливаться на промежуточных стадиях, три операции для одной ячейки, которые на первый взгляд выглядят достаточно просто. Первая: с помощью режущего инструмента производится вертикальная резка графитовых блоков. Ширина реза последовательно меняется от 12 до 36 мм - графитовый блок режется с двух сторон, в процессе удаляется «излишек». Вторая операция - сближение разрезанных графитовых блоков, которые подверглись механической обработке. Третья операция - восстановление отверстия.
Для восстановления геометрии реактора в целом разрабатывается схема, учитывающая влияние ячеек, находящихся на периферии, на центр, и наоборот. Это взаимовлияние -определяющий фактор при выборе схемы ремонта, которая в свою очередь влияет на объем работ. Так, для первого блока Ленинградской станции объем ремонта в 2013 году составил 300 ячеек из общего количества - 1693.
Основные принципы технологии ремонта
Для ремонта выбираются схема и геометрическое положение тех ячеек, которые уменьшат общее искривление, что позволит эксплуатировать реактор дальше.
Наряду с проработкой технологии ремонта и ее внедрением выполняется целый научно-технический и расчетный комплекс мероприятий по подтверждению возможности эксплуатации всех элементов реакторной установки после выполнения работ и в условиях продолжающегося формоизменения.
В работах по обоснованию возможности эксплуатации реакторной установки после ремонта участвовали многие предприятия отрасли: НИКИЭТ, ВНИИАЭС, ВНИИЭФ, ОКБМ им. И. И. Африкантова, ЭНИЦ, НИКИМТ.
Общую координацию проводил НИКИЭТ. Он также выполнял функции генподрядчика в сфере разработки, обоснования и выполнения ремонта энергоблока Ленинградской атомной станции.
Общая задача
При таком большом количестве участников процесса не возникало проблем во взаимодействии между ними. Работа на Ленинградской атомной станции стала одним из ярких примеров общего дела, достижения результата, сформулированного следующим образом: разработать и внедрить технологию, выполнить ремонт и обосновать возможность дальнейшей эксплуатации, определить оптимальные условия. При выполнении всех операций также учитывались дальнейшая деградация графита и последующие формоизменения.
Пуск первого блока Ленинградской станции состоялся в ноябре 2013 года. Между моментом принятия решения и пуском энергоблока прошло чуть больше года. В результате мы разработали техническое решение, позволяющее восстанавливать работоспособность графитовой кладки и продлевать срок службы реактора путем повторного проведения аналогичной операции.
Еще одна особенность процедуры восстановления ресурсных характеристик (именно так называется такой ремонт) состоит в том, что невозможно с помощью этой операции сделать из реактора новый. То есть процесс формоизменения будет продолжаться: режется ограниченное количество ячеек, при этом остаются ячейки, которые ремонту не подвергаются, поэтому процесс формоизменения и, соответственно, искривления будет продолжаться. Его скорость фиксируется посредством последовательного контроля.
Методология подразумевает следующее: при контролируемом процессе, его численном прогнозировании определяются время ремонта, периодичность его выполнения и межремонтные интервалы эксплуатации. Безусловно, этот процесс должен циклически повторяться. На сегодня восстановление ресурсных характеристик графитовых кладок выполнено на двух энергоблоках Ленинградской станции: первом и втором - и на первой очереди Курской станции (также первый и второй энергоблоки).
С 2013 по 2017 год технология значительно модернизировалась. Например, сокращено время выполнения работ, оптимизированы технологические операции, существенно сокращена стоимость - практически кратно, по сравнению с энергоблоками Ленинградской АЭС. Можно говорить о том, что технология внедрена в промышленную эксплуатацию.
Общее устройство реактора РБМК-1000
"Сердце" атомной электростанции - реактор, в активной зоне которого поддерживается цепная реакция деления ядер урана. РБМК - канальный водографитовый реактор на медленных (тепловых) нейтронах. Основным теплоносителем в нем является вода, а замедлителем нейтронов - графитовая кладка реактора. Кладка набрана из 2488 вертикальных графитовых колонн, с основанием 250x250 мм и внутренним отверстием диаметром 114 мм. 1661 колонны предназначены для установки в них топливных каналов, 211 - для каналов СУЗ (системы управления и защиты) реактора, а остальные являются боковым отражателем.Реактор одноконтурный, с кипением теплоносителя в каналах и прямой подачей насыщенного пара в турбины.
Активная зона, ТВЭЛы и топливные кассеты
Топливом в РБМК является двуокись урана-235 U0 2 , степень обогащения топлива по U-235 - 2.0 - 2.4%. Конструктивно топливо находится в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), представляющих собой стержни из циркониевого сплава, наполненные таблетками спеченной двуокиси урана. Высота ТВЭЛа - примерно 3.5 м, диаметр 13.5 мм. ТВЭЛы упаковываются в тепловыделяюие сборки (ТВС), содержащие по 18 ТВЭЛов каждая. Две соединенные последовательно тепловыделяющие сборки образуют топливную кассету, высота которой составляет 7 м.Вода подается в каналы снизу, омывает ТВЭЛы и нагревается, причем часть ее при этом превращается в пар. Образующаяся пароводяная смесь отводится из верхней части канала. Для регулирования расхода воды на входе в каждый канал предусмотрены запорно-регулирующие клапаны.
Итого, диаметр активной зоны ~12 м, высота ~7 м. В ней находиться около 200 тонн урана-235.
СУЗ
Стержни СУЗ предназначены для регулирования радиального поля энерговыделения (PC), автоматического регулирования мощности (АР), быстрой остановки реактора (A3) и регулирования высотного поля энерговыделения (УСП), причем стержни УСП длиной 3050 мм выводятся из активной зоны вниз, а все остальные длиной 5120 мм, вверх.Для контроля за энергораспределением по высоте активной зоны предусмотрено 12 каналов с семисекционными детекторами, которые установлены равномерно в центральной части реактора вне сетки топливных каналов и каналов СУЗ. Контроль за энергораспределением по радиусу активной зоны производится с помощью детекторов, устанавливаемых в центральные трубки ТВС в 117 топливных каналах. На стыках графитовых колонн кладки реактора предусмотрено 20 вертикальных отверстий диаметром 45 мм, в которых устанавливаются трехзонные термометры для контроля за температурой графита.
Управление реактором осуществляется равномерно распределенными по реактору стержнями, содержащими поглощающий нейтроны элемент - бор. Стержни перемещаются индивидуальными сервоприводами в специальных каналах, конструкция которых аналогична технологическим. Стержни имеют собственный водяной контур охлаждения с температурой 40-70°С. Использование стержней различной конструкции обеспечивает возможность регулирования энерговыделения по всему объему реактора и его быстрое заглушение при необходимости.
На стержни АЗ - аварийной зашиты - в РБМК приходится 24 штуки. Стержней автоматического регулирования - 12 штук. Стержней локального автоматического регулирования - 12 штук, стержней ручного регулирования -131, и 32 укороченных стержня поглотителя (УСП).
1. Активная зона 2. Пароводяные трубопроводы 3. Барабан-сепаратор 4. Главные циркуляционные насосы 5. Раздаточные групповые коллекторы 6. Водные трубопроводы 7. Верхняя биологическая защита 8. Разгрузочно-загрузочная машина 9. Нижняя биологическая защита.
Контур многократной принудительной циркуляции
Это контур отвода тепла из активной зоны реактора. Основное движение воды в нем обеспечивается главными циркуляционными насосами (ГЦН). Всего в контуре имеется 8 ГЦН, разделенных на 2 группы. Один насос из каждой группы - резервный. Производительность главного циркуляционного насоса - 8000 м 3 /ч, напор - 200 м водного столба, мощность двигателя - 5,5 МВт, тип насоса - центробежный, подводимое напряжение - 6000 В.
Кроме ГЦН имеются питательные, конденсатные насосы и насосы систем безопасности.
Турбина
В турбине рабочее тело - насыщенный пар расширяясь, совершает работу. Реактор РБМК-1000 питает паром 2 турбины по 500 МВт каждая. В свою очередь, каждая турбина состоит из одного цилиндра высокого давления и четырех цилиндров низкого давления.На входе в турбину давление около 60 атмосфер - на выходе из турбины пар находится при давлении меньше атмосферного. Расширение пара ведет к тому, что проходное сечения канала, должно увеличиваться для этого высота лопаток по ходу движения пара в турбине возрастает от ступени к ступени. Так как, пар поступает в турбину насыщенным то, расширяясь в турбине, он быстро увлажняется. Предельно допустимая влажность пара обычно не должна превышать 8-12% во избежание интенсивного эрозионного износа лопаточного аппарата каплями воды и снижения КПД.
При достижении предельной влажности весь пар выводится из цилиндра высокого давления и пропускается через сепаратор – пароподогреватель (СПП), где он осушается и нагревается. Для подогрева основного пара до температуры насыщения используется пар первого отбора турбины, для перегрева используется острый пар (пар из барабан-сепаратора), дренаж греющего пара сливается в деаэратор.
После сепаратора – пароподогревателя пар поступает в цилиндр низкого давления. Здесь пар в процессе расширения снова увлажняется до предельно допустимой влажности и поступает в конденсатор (К). Стремление получить от каждого килограмма пара возможно большую работу и тем самым повысить КПД заставляет поддерживать в конденсаторе возможно более глубокий вакуум. В связи с этим конденсатор и большая часть цилиндра низкого давления турбины находятся под разрежением.
Турбина имеет семь отборов пара, первый применяется в сепараторе-пароперегревателе для подогрева основного пара до температуры насыщения, второй отбор используется для подогрева воды в деаэраторе, а отборы 3 – 7 используются для подогрева основного потока конденсата в, соответственно, ПНД-5 - ПНД-1 (подогреватели низкого давления).
Топливные кассеты
К твэлам и ТВС предъявляются высокие требования по надежности в течение всего срока службы. Сложность реализации их усугубляется тем, что длина канала составляет 7000 мм при относительно небольшом его диаметре, и при этом должна быть обеспечена машинная перегрузка кассет как на остановленном, так и на работающем реакторе.
|
||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
Разгрузочно-загрузочная машина (РЗМ)
Отличительной особенностью РБМК является возможность перезагрузки топливных кассет без остановки реактора при номинальной мощности. Фактически, это штатная операция и производится она практически ежедневно.Установка машины над соответствующим каналом производится по координатам, а точное наведение на канал с помощью оптико-телевизионной системы, через которую можно наблюдать головку пробки канала, или с помощью контактной системы, в которой возникает сигнал при касании детектора с боковой поверхностью верха стояка канала.
В РЗМ имеется окруженный биологической защитой (контейнером) герметичный пенал-скафандр, снабженный поворотным магазином с четырьмя гнездами для ТВС и других устройств. Скафандр оборудован специальными механизмами для выполнения работ по перегрузке.
При перегрузке топлива скафандр уплотняется по наружной поверхности стояка канала, и в нем создается давление воды, равное давлению теплоносителя в каналах. В таком состоянии разуплотняется запорная пробка, извлекается отработавшая ТВС с подвеской, устанавливается новая ТВС и уплотняется пробка. Во время всех этих операций вода из РЗМ поступает в верхнюю часть канала и, смешиваясь с основным теплоносителем, выводится из канала по отводящему трубопроводу. Таким образом, при перегрузке топлива обеспечивается непрерывная циркуляция теплоносителя через перегружаемый канал, при этом вода из канала не попадает в РЗМ.
Loading...