ОТКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО «ОРДЕНА ЛЕНИНА НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ И КОНСТРУКТОРСКИЙ

ОТКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО
«ОРДЕНА ЛЕНИНА НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ И КОНСТРУКТОРСКИЙ
ИНСТИТУТ ЭНЕРГОТЕХНИКИ ИМЕНИ Н.А. ДОЛЛЕЖАЛЯ»
НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКАЯ ПОДДЕРЖКА
ЭКСПЛУАТАЦИИ АЭС
С КАНАЛЬНЫМИ РЕАКТОРАМИ
Драгунов Ю.Г., Петров А.А.
МНТК-2010
ОСНОВНЫЕ ПОКАЗАТЕЛИ ПО АЭС С РБМК ЗА 2009 ГОД
 энерговыработка – 75382,3 млн.кВт/ч (46,2% от общей
выработки);
 коэффициент использования установленной
мощности – 78,23%;
 коэффициент эксплуатационной готовности – 80,41%;
 количество нарушений – 13 (за 2008 год – 18);
 количество остановов со срабатыванием аварийной
защиты – 7 (за 2008 год – 4).
Примечание: В этот период проводились работы по
модернизации и внедрению спецсистем на энергоблоках
№ 4 Курской АЭС и № 4 Ленинградской АЭС, что было
связано с длительными остановами данных энергоблоков.
2
ОСНОВНЫЕ РАБОТЫ НА ЭНЕРГОБЛОКАХ АЭС С РБМК,
выполненные за вторую половину 2008 года – начало 2010 года
при участии специалистов ОАО «НИКИЭТ»
 завершение работ по модернизации и реконструкции
энергоблоков № 4 Курской АЭС и № 4 Ленинградской АЭС;
 разработка ОУОБ по энергоблокам № 1 Смоленской АЭС и
№ 3 Ленинградской АЭС;
 проведение работ по продлению срока эксплуатации
энергоблока № 3 Ленинградской АЭС;
 подготовка обоснований возможности эксплуатации
энергоблоков № 2 Курской АЭС, № 2 и № 3 Ленинградской АЭС
на мощности 105% от номинальной;
 проведение испытаний энергоблоков № 1 и № 2 Курской АЭС и
№ 2 Ленинградской АЭС на повышенной мощности.
3
Модернизированный блочный щит управления
Работы по внедрению КСКУЗ и других спецсистем на энергоблоке
№ 4 Курской АЭС выполнены в рекордно короткий срок – 250 суток
4
РАБОТЫ ПО СОВЕРШЕНСТВОВАНИЮ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ
ХАРАКТЕРИСТИК И УЛУЧШЕНИЮ ТОПЛИВОИСПОЛЬЗОВАНИЯ
РЕАКТОРОВ
 За период 2008-2009 г. завершена модернизация активных зон
с внедрением КСКУЗ на энергоблоках № 3 Ленинградской
АЭС, № 3 и № 4 Курской АЭС.
 Продолжалась замена органов регулирования СУЗ
на кластерные.
 Проведены расчетно-экспериментальные исследования
нейтронно-физических характеристик реакторов.
 Модернизация активных зон привела к улучшению нейтроннофизических характеристик и повышению ядерной
безопасности реакторов.
Изменения нейтронно-физических характеристик реактора на номинальном
уровне мощности после модернизации активных зон показаны на примере энергоблока
№ 4 Курской АЭС.
5
Нейтронно-физические характеристики реактора
энергоблока № 4 Курской АЭС
(первое значение – по состоянию на март 2010 г. / второе – перед
модернизацией в июле 2008 г.)
1. Эффективность АЗ – 3,6 βЭФ / 2,4 βЭФ
2. Эффективность АЗ, с учетом отказа одного наиболее эффективного
органа – 3,28 βЭФ / 2,06 βЭФ
3. Эффект реактивности при обезвоживании КОСУЗ – 0,54 βЭФ / 1,1 βЭФ
4. Эффективность системы БСМ-СУЗ – 11,3 βЭФ / 11,4 βЭФ
5. Подкритичность расхоложенного разотравленного реактора с
извлеченными регулирующими органами АЗ – 3,7% / 3,0%
6. Среднее выгорание топлива в АЗ – 14,76 МВт·сут/кг / 14,1 МВт·сут/кг
6
Внедрение кластерных регулирующих органов (КРО)
на реакторах РБМК-1000
319
256
232
156
142
135
120
89
91
94
30
16
3
2001
2002
2003
2004
2005
2006
2007
2008
2009
2010
2011
2012
17
2013 2014
Год
- из программы внедрения КРО на реакторах РБМК-1000
7
Количество КРО в модернизированной системе КСКУЗ
на реакторах РБМК-1000
АЭС
№ э/блока
Курская
Ленинградская
Смоленская
Итого:
1
2
3
4
1
2
3
4
1
2
3
Количество КРО, шт.
(по состоянию на март 2010 г./при полном переводе)
73/136
98/136
146/166
166/166 (перевод завершен)
96/133
122/135
141/165
50/165
155/166
144/166
105/166
1296/1700
8
ПЕРЕВОД ЭНЕРГОБЛОКОВ РБМК-1000 НА УРАН-ЭРБИЕВОЕ ТОПЛИВО
ПОВЫШЕННОГО ОБОГАЩЕНИЯ И ИЗМЕНЕНИЕ ХАРАКТЕРИСТИК
РЕАКТОРОВ
ТВС 2%
4%
ТВС 2,4%
62%
ДП
1%
ЭТВС 2,8%
77%
2001 год
2009 год
3000
1000 912
900
836
2900
2800
800
2700
700
Количество ДП
2600
2500
2400
2300
1700
1600
720
1500
616
600
1400
490
500
392
400
309
300
2200
200
2100
100
2000
1300
256 246
205
1200
164 144
129 131
ЛАЭС
САЭС
КАЭС
Рост энерговыработки выгружаемого топлива на
различных АЭС
количество ДП
количество кобальтовых ДП
2009
2008
2007
2006
2005
2004
2003
2002
2001
2000
1999
1998
1997
2009
2008
2007
2006
2005
2004
2003
2002
2001
2000
1999
1998
1997
1996
0
Год
1996
Энерговыработка, МВт сут/ТВС
ЭТВС 2,6%
22%
1100
Энерговыработка, МВт сут/ТВС
ДП
3%
ЭТВС 2,6%
31%
1000
Год
энерговыработка
Изменение суммарного количества ДП
и средней энерговыработки топлива
9
Изменение требований к конструкции ТВС РБМК-1000 с
внедрением ТВС нового поколения
Конструкция ТВС РБМК-1000
Среднее обогащение топлива по ТВС
Глубина выгорания
топлива
Назначенный срок службы
штатная ТВС
ТВС нового поколения
2,8%
3,0%
30 МВт∙сут/кгU
(3380 МВтсут/ТВС)
35 МВт∙сут/кгU
(4000 МВтсут/ТВС)
8 лет
10 лет
-
(1÷2)∙10-5
Относительное число отказов твэлов на
энергоблок в год, не более
Конструктивные особенности ТВС РБМК-1000 нового поколения
Профилирование обогащения топлива по высоте ТВС
Комплектация ТВС хвостовиком-фильтром
Центральное закрепление твэлов
10
Комплектация ТВС хвостовиком-фильтром
100
90
Перепад давления, кПа
80
70
60
50
40
30
20
10
0
0
2
4
6
8
10
12
14
16
18
20
22
24
26
28
30
32
34
36
38
40
Расход теплоносителя, т/ч
фильтр всплыл
Рабочее положение
фильтрующего элемента
фильтр включен
Изменение перепада на фильтре
Зависимость перепада
давления от расхода
теплоносителя при рабочем
и «всплывшем» состоянии
фильтрующего элемента
Фильтрующий элемент во
«всплывшем» состоянии
11
Перспективная конструкция ТВС РБМК-1000 нового поколения
Топливные таблетки
2,5% обогащения с
содержанием эрбия
0,3% (длина 935 мм)
Топливные таблетки
3,2% обогащения с
содержанием эрбия
0,7% (длина 2590 мм)
Опорные решетки,
обеспечивающие
центральное
закрепление твэлов
Хвостовик-фильтр
12
РАСЧЕТНО-АНАЛИТИЧЕСКИЕ И ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ РАБОТЫ
ПО СОВЕРШЕНСТВОВАНИЮ РАСЧЕТНЫХ КОДОВ
 разработка оперативного трехмерного нейтроннотеплогидравлического кода на основе ПК SADCO
(внедрение на энергоблоке № 2 Ленинградской АЭС в 2010 г.);
 разработка ПК и расчетных моделей для трехмерных
прецизионных нейтронно-физических расчетов реакторов
РБМК методом Монте-Карло;
 проведение экспериментальных исследований на стенде
ТКР (ЭНИЦ) хрупкого разрушения ТК и возможности
зависимого разрушения соседних каналов
(для верификации кода U_STACK);
 на стенде ПСБ-РБМК (ЭНИЦ) выполняется серия экспериментов
в поддержку верификации расчетного кода RELAP5/Mod3.2.
13
Моделирование хрупкого разрушения ТК РБМК на стенде ТКР
(совместная работа ЭНИЦ, ИЦП МАЭ и НИКИЭТ)
Цель: получение информации о характеристиках высокодинамичных
теплогидрвлических и структурно-механических процессов в кладке РБМК
при хрупком разрушении трубы ТК. Результаты измерений
предназначаются для верификации расчётных кодов и демонстрации
поведения кладки и ТК вокруг разрыва в условиях инцидента с хрупким
разрушением ТК.
В методических опытах (стенд ТКР-Ф) и в полномасштабном эксперименте
(стенд ТКР) выполнены следующие измерения:
теплогидравлика
 давление в ТК
 пульсация давления в ТК
 температура среды в ТК
 температура в графитовой кладке
 температура аварийной трубы ТК
 расход теплоносителя в тракте
аварийного ТК
структурная механика
 перемещение блоков
периферийных колонн
 осевые деформации труб ТК
окружения разрыва
 ускорения блоков периферийных
колонн
14
Моделирование хрупкого разрушения ТК РБМК на стенде ТКР
(совместная работа ЭНИЦ, ИЦП МАЭ и НИКИЭТ)
Модуль реакторной кладки стенда ТКР
Характеристики опыта
Параметры каналов охлаждения:
• давление – 8,0 МПа;
• температура на входе – 295°С;
• температура на выходе – 285°С;
• температура графита – 280°С.
Разрыв аварийного ТК произошел при
давлении 7,97 МПа и температуре 246°С.
• масштаб по нивелирным отметкам – 1:1;
• количество колонн – 45;
• давление в ТК –
до 10 МПа;
• давление под кожухом
– до 0,07 МПа;
• температура – до 300°С
Температура и давление
в аварийном ТК
Расход теплоносителя в
подводящем трубопроводе
15
Моделирование хрупкого разрушения ТК РБМК на стенде ТКР
(совместная работа ЭНИЦ, ИЦП МАЭ и НИКИЭТ)
Результаты обследования
Зона разрушения в кладке МРК стенда ТКР
Характер разрушения трубы ТК при моделировании
хрупкого разрушения (стенд ТКР-Ф)
16
Эксперименты на стенде ПСБ РБМК для верификации
теплогидравлических кодов
Основные фактические параметры
стенда ПСБ РБМК:
• масштаб по нивелирным отметкам – 1:1
• количество петель – 1
• число модельных ТВС – 4
• электрическая мощность – ≈1300 КВт
• максимальный расход теплоносителя через
контур – 67 кг/с
• температура питательной воды – 155-170°С
• максимальное давление в сепараторе – 10 МПа
1 - сепаратор;
2 - технологические конденсаторы;
3 - экспериментальные каналы;
4 - опускной трубопровод;
5, 6 - раздаточный групповой коллектор;
7 - напорный коллектор;
8 - баллоны САОР;
9 - насосы;
10 - всасывающий коллектор
17
Эксперименты на стенде ПСБ-РБМК для верификации
теплогидравлических кодов
Эксперименты
Основные результаты
Смоделировано двухфазное течение в сложном
Отвод остаточных тепловыделений
контуре в условиях естественной циркуляции (ЕЦ),
реактора при длительном
сопровождающееся низкочастотными колебаниями
обесточивании собственных нужд
расхода. Достигнуты условия срыва ЕЦ, осушения
станции, в том числе при срабатывании и экспериментальных каналов и роста температур
последующем незакрытии ГПК
моделей ТВС и стенок каналов.
Смоделирована естественная циркуляция в сложном
контуре в условиях достаточно быстрого снижения
Разрыв паропровода за пределами
давления. Режим характеризуется осцилляцией
помещений системы локализации
общеконтурного расхода и всплесками температур
аварии с обесточиванием собственных
моделей ТВС, подавленных за счет включения модели
нужд энергоблока
САОР.
Получены данные о динамике давления в контуре
Разрывы коллекторов и подводящих
циркуляции и уровня в сепараторе в условиях большой,
трубопроводов (НК, РГК, опускная труба),
средней и малой течи. Смоделирована работа
включая частичные разрывы РГК и
быстродействующей САОР и САОР длительного
режимы с наложением отказов
действия. Смоделированы процессы разогрева,
арматуры и насосов САОР
повторного увлажнения и охлаждения твэлов.
18
ТЕХНИЧЕСКИЕ ПРОБЛЕМЫ ЭКСПЛУАТАЦИИ
ОБОРУДОВАНИЯ И ЭЛЕМЕНТОВ АКТИВНЫХ ЗОН РЕАКТОРОВ
НА ЗАКЛЮЧИТЕЛЬНОМ ЭТАПЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ
Исчерпание хода телескопического соединения
трактов (ТСТ) (наибольшие объемы работ на
ЛАЭС-1, 2; КуАЭС-1; САЭС-1).
Возможное искривление ячеек ТК и каналов СУЗ
(на всех реакторах после 35 лет эксплуатации).
Удлинение ТК (наиболее актуально для ЛАЭС-1, 2;
КуАЭС-1, 2; САЭС-1, где установлены сильфонные
компенсаторы старой конструкции и в меньшей
степени для других блоков, где такие компенсаторы
могут быть установлены частично).
Увеличение внутреннего диаметра ТК (все
энергоблоки, после 20 лет эксплуатации ТК второго
комплекта).
Причины:
• осевая радиационно-термическая деформация
графитовых блоков;
• накопление радиационно-термических напряжений в графитовых блоках, приводящее к их
растрескиванию и, как следствие, искривлению
графитовых колонн с ТК и каналами СУЗ;
• осевая и диаметральная деформации ТК,
приводящие к исчерпанию хода нижних
сильфонных компенсаторов, ухудшению
теплоотдачи от ТВС и увеличению уровней их
вибраций.
19
Технические мероприятия для обеспечения работоспособности
элементов и оборудования активных зон реакторов
в период эксплуатации с 35 до 45 лет
1. Мониторинг состояния графитовых кладок, в том числе наличия
запаса хода ТСТ, искривления графитовых колонн, ТК и каналов СУЗ.
2. Своевременное превентивное устранение выявленных отклонений
(восстановление запаса хода ТСТ, сохранение работоспособности
исполнительных механизмом СУЗ, замена сильфонных
компенсаторов и ТК с внутренними диаметрами, превышающими
критические значения).
3. Проведение НИР и ОКР для улучшения прогнозирования поведения
ТК и графитовых кладок, качества и условий измерений; снижения
трудоемкости и дозозатрат при проведении контроля критических
параметров; уточнения методик расчета и предельных значений
критических параметров; разработки новых технологий
восстановительных ремонтов.
20
СОСТОЯНИЕ ДЕЛ ПО ПРОБЛЕМЕ РАСТРЕСКИВАНИЯ
СВАРНЫХ СОЕДИНЕНИЙ (СС) Ду300 ПО МЕХАНИЗМУ МКРПН
1. Количество сварных соединений постоянно растет за счет новых СС,
образованных при ремонтах. На всех энергоблоках РБМК-1000 с 1998 по 2010 г.
количество СС возросло на 2865 шт. (~20%).
2. Количество дефектных СС не сокращается. Процент дефектных СС от числа
проконтролированных:
ЛАЭС (1-ое поколение):
3,3 – 4,5%
ЛАЭС (2-ое поколение):
8,3 – 14,0%
КуАЭС:
3,9 – 4,7%
САЭС:
1,6 – 3,2%
3. Проблемы контроля СС, не находящие решения уже несколько лет:
• отсутствие методик и аппаратуры для контроля недоступных для УЗК СС
(~3% от общего количества СС);
• отсутствие аттестованных УЗК методик для автоматизтрованного контроля
СС с односторонним доступом (около 30% от общего количества СС);
• неудовлетворительная выявляемость всеми применяемыми методиками
трещин осевой ориентации, расположенных поперек СС, и трещин в литом
металле СС.
21
Предложения по решению проблемы растрескивания
сварных соединений Ду300 по механизму МКРПН
1. Доработать технологические процессы компенсирующих мероприятий
по предотвращению МКРПН (высокотемпературная термообработка,
перераспределение остаточных напряжений путем механического
обжатия, ремонт методом наплавки, усовершенствованная сварка) и
ремонтные технологии по результатам их внедрения и опыта
применения.
2. Организовать централизованное административное и техническое
управление процессом решения проблемы растрескивания СС Ду300.
3. Последовательно, с учетом уже определенных приоритетов, выполнить
«Программу работ по завершению решения проблемы сварных
соединений аустенитных трубопроводов Ду300 РУ РБМК-1000».
4. Проводить мониторинг реального эффекта внедряемых технологий для
определения возможностей снижения объемов и периодичности
эксплуатационного контроля.
22
Вывод из эксплуатации
энергоблоков № 1 и № 2 Белоярской АЭС
Устранение
дефицитов
безопасности
при хранении
ОЯТ в БВ 1,2
- обоснование
безопасности при
хранении ОЯТ в БВ;
- разработка и
внедрение системы
нейтронного и гамма
сканирования кассет
с ОЯТ
Подготовка к
вывозу ОЯТ с
Белоярской АЭС
- очистка реакторных
шахт от длинномерных
изделий (технология,
оборудование);
- проект обеспечивающих
систем для разделки
кассет на топливную и
нетопливную
составляющие;
- обоснование
безопасности на этапах
удаления ОЯТ с
энергоблоков
Подготовка к
выводу из
эксплуатации
энергоблоков
№1и№2
Белоярской АЭС
- разработка системы
контроля графитовых
кладок с просыпями
топлива;
- создание и
совершенствование
3D базы данных по
выводу из
эксплуатации
23
ОСНОВНЫЕ ЗАДАЧИ
1. Разработать и реализовать комплексную программу НИОКР,
результаты выполнения которой позволят
усовершенствовать методики оценки остаточного ресурса
критических элементов реакторной установки на
заключительном этапе эксплуатации.
2. С использованием улучшенных методик разработать для
каждого энергоблока программу эксплуатации,
позволяющую обеспечить оптимальные техникоэкономические показатели, прогнозировать необходимый
объем эксплуатационного контроля и восстановительного
ремонта с тем, чтобы обеспечивать безопасность и
работоспособность элементов активных зон реакторов на
всех этапах дополнительного срока эксплуатации
реакторных установок.
24