Реферат: Опыт 50 лет безопасной эксплуатации Нововоронежской АЭС

Опыт 50 лет безопасной эксплуатации Нововоронежской АЭС

А.И. Федоров.; Витковский С.Л; Витковский И.Л; Фоменко В.И.; Лоскутов В.Ф.

ОАО “Концерн Росэнергоатом” “Нововоронежская атомная станция”

г. Нововоронеж Россия

Топчиян Р.М. ОАО “Атомэнергопроект” г. Москва, Россия

Никитенко М.П. ОАО ОКБ “Гидропресс” г. Подольск Россия

Журбенко А.В. НИЦ “Курчатовский институт” г. Москва, Россия

Основные этапы развития Нововоронежской АЭС

Основные технические характеристики блоков НВАЭС

Энергоблоки первого поколения Блоки №1 и №2 Нововоронежской АЭС

В начале 1957 года было принято решение о строительстве на Дону АЭС с энергетическим реактором, охлаждаемым водой под давлением - ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор). Выбор этого типа реактора определил все последующее развитие Нововоронежской АЭС. Уже в мае 1957 года в село Новая Аленовка на место строительства АЭС и поселка прибыла первая группа строителей. С этого момента начинается история Нововоронежской АЭС. Параметры первого блока, тип и компоновка оборудования, строительные конструкции были спроектированы с определенным запасом на незнание. Хотя мощность энергоблока 210 МВт по современным представлениям небольшая, на уровне того времени это был самый мощный ядерный энергоблок не только в Советском Союзе, но и в мире. В декабре 1964 года 1 блок Нововоронежской АЭС был выведен на 100% уровень мощности.

В процессе эксплуатации 1 блока были опробованы режимы работы на повышенной мощности 240 и 280 МВТ, при этом был выявлен ряд направлений улучшения конструкции и технологии энергоблока, позволяющих повысить мощность реактора без изменения его размера, которые были реализованы в проектах 2-4 блоков.

В апреле 1970 года 2 блок Нововоронежской АЭС был выведен на 100% уровень мощности. Тепловая мощность энергоблока была увеличена почти в 2 раза по сравнению с 1 блоком за счёт:

· выравнивания энерговыделения по объёму реактора в связи с изменением принципа регулирования запаса реактивности реактора на выгорание с механического на жидкостный;

· повышения средних тепловых нагрузок на твэлы и увеличения поверхность теплообмена в связи с изменением конструкции ТВС и увеличением количества твэлов с 90 на 126;

· повышением расхода охлаждающей воды через реактор.

На 2 блоке применена паровая система компенсации давления в 1 контуре вместо газовой на 1 блоке, что улучшило качества водно-химического режима и условия эксплуатации оборудования 1 контура

Опыт эксплуатации 1 блока нашёл отражение в изменениях:

· конструкции реакторной установки, в частности изменен узел крепления теплового экрана;

· компоновочных решениях по размещению основного оборудования;

· доработана система перегрузки ядерного топлива;

· системы очистки воды 1 контура;

· системы охлаждения приводов СУЗ и многого другого.

Реакторная установка 2 энергоблока явилась основой для перехода к строительству серийных блоков с ВВЭР.

В августе 1984 года, после истечения срока промышленной эксплуатации корпуса реактора, первый блок был остановлен для выполнения работ по реконструкции и модернизации. Но планам по реконструкции и модернизации блока №1 , а в последующем и блока №2, было не суждено осуществиться. В 1986 году, после аварии на Чернобыльской АЭС, концепция безопасности атомных станций СССР была пересмотрена и работы по модернизации блока №1 прекращены. И начались работы по переводу систем и оборудования в режим консервации. Для экспериментального исследования изменения свойств металла под воздействием мощных радиационных полей из корпусов реакторов 1 и 2 блоков были отобраны сквозные пробы металла (трепаны). Результаты исследований легли в основу обоснования расчётов по продлению срока эксплуатации корпусов реакторов 3,4 блоков.

Для персонала Нововоронежской АЭС вывод блоков из эксплуатации - это такой же сложный вид деятельности, как и пуск блока, продление срока его эксплуатации. Такая уж выпала станции судьба она первой пускала энергоблоки ВВЭР, первой решала задачу продления срока эксплуатации, и она же стала своеобразным полигоном, на котором отрабатываются технология и методы снятия блоков с эксплуатации.

Энергоблоки первого поколения Блоки №3 и №4 Нововоронежской АЭС

Энергоблоки № 3, 4 (тип реакторной установки В-179):

-Введены в эксплуатацию: энергоблок № 3 в -1971 году, № 4 -в 1972 году.

-Установленная мощность -417 МВт Эл.

-Назначенный срок эксплуатации основного оборудования РУ -30 лет.

-Проектный год вывода из эксплуатации: энергоблок № 3-2001, № 4 -2002.

Энергоблоки Нововоронежской АЭС с ВВЭР-440 первого поколения (В-179) проектировались в 60-е годы в соответствии с общепромышленными нормами, стандартами и правилами по безопасности, действовавшими в то время в СССР. Проектные решения энергоблока №5 с ВВЭР-1000, отнесённым ко второму поколению (В-187), в большей степени соответствует основным современным принципам обеспечения безопасности.

Опыт эксплуатации блоков № 3, 4.

Изменения внесенные в процессе эксплуатации

1. Реактор, ВБ, ВКУ

1.1 Выполнен ремонт уплотнительных поверхностей главных разъемов реакторов с изменением профиля канавок под прокладки из никеля. Уменьшение напряжений на поверхности главного разъема и предотвращение образования трещин без изменения качества уплотнения.

1.2 Выполнен ремонт главных разъемов верхних блоков путем проточки для удаления вмятин от прокладок (повышение надежности уплотнения главного разъема ректоров)

1.3 Выполнено дополнительное крепление днища шахты к шахте путем установки штифтов для снижения нагрузок на ВКУ под воздействием потока теплоносителя.

1.4 Установлены ограничители течи на патрубки ТК верхних блоков. Ограничение течи теплоносителя при разрывах патрубков ТК в пределах проектной аварии Ду100.

1.5 В каналы энерговыделений установлены датчики оперативного замера нейтронного потока по высоте активной зоны, датчики наличия водорода под крышкой реактора. Ранее каналы ЭВ использовались для установки датчиков, по которым поток по высоте активной зоны можно было получать расчетным путем, а так же в исследовательских целях.

1.6 Выполнено увеличение проходного сечения дроссельных шайб рабочих кассет реактора энергоблока №4 с целью оптимизации расходов через топливные сборки АРК и предотвращения поверхностного кипения на твэл, а так же для уменьшения интенсивности оседания продуктов коррозии на поверхности твэл. Реактор блока №4.

1.7 Переход уплотнения разъемов чехол-привод АРК и воздушников приводов АРК на прокладки из расширенного графита с целью повышения надежности уплотнения и снижения напряжений в крепеже разъемов

2. Парогенераторы.

2.1 Установлены дополнительно три канала измерения уровня в парогенераторах и увеличено количество блокировок, обеспечивающих более безопасную эксплуатацию как парогенератора так и паротурбинной установки

2.2 Установлены дополнительные патрубки в нижнюю образующую корпусов для удаления шлама, который накапливается при эксплуатации.

2.3 Разъемы первого и второго контуров переведены на прокладки из расширенного графита для увеличения надежности уплотнения разъемов и снижения напряжений в крепеже.

2.4 Трубопроводы продувки ПГ по стороне второго контура заменены на трубопроводы из стали 0Х18Н10Т, что позволило полностью исключить внеплановые остановы блока из за сквозных дефектов, которые образовывались в трубах из перлитной стали.

3. Главные циркуляционные насосы.

3.1 Заменены рабочие колеса на штампо-сварные взамен литых, которые подвержены растрескиванию.

3.2 Установлены дополнительные элементы в трубопроводы обвязки автономного контура, позволяющие устанавливать дополнительные термопары (увеличение количества замеров для обеспечения канальности блокировок).

4. Компенсаторы объема.

4.1 Заменен узел впрыска в компенсатор объема с установкой многокаскадного впрыска, позволяющего исключить отказы системы при отказе одного активного элемента (по проекту был установлен однокаскадный впрыск). Блок №4

5. Система промежуточного перегрева пара турбоустановок К-220-44: энергоблок эрозионный сепаратор перегрев

Эрозионные повреждения жалюзийного сепаратора и трубной системы первой ступени перегрева СПП-220-М.

Эрозионные размывы корпусов регуляторов уровня из ст 25л в конденсатосборниках 1 и 2 ст. перегрева

Выполнена реконструкция систем промперегрева ТА-11,12:

- заменены сепараторы на модернизированные, в которых применены циклонные сепараторы;

-выполнена замена кассет и трубы разводки из эрозионностойкого материала;

- заменены регуляторы уровня поворотного типа в конденсатосборниках 1 и 2 ст перегрева на регуляторы шиберного типа с корпусами из эрозионностойкого материала;

6. Система регенерации высокого давления турбоустановок К-220-44:

Эрозионный размыв внутренней поверхности входных участков спиралей трубных систем ПВД ПВ 1600-92-16-:-23 потоком питательной воды.

Эрозионные размывы корпусов регуляторов уровня в ПВД-6,7,8

Выполнена модернизация трубных систем ПВД:

-изменена схема подвода питательной воды к спиралям, ПВД переделаны с двухходовых на одноходовые;

-заменены регуляторы уровня в ПВД-6,7,8 поворотного типа с корпусами из ст 25л на регуляторы шиберного типа с корпусами из эрозионностойкого материала;

7. Турбина К-220-44

Эрозионный износ входных кромок рабочих лопаток последних ступеней роторов низкого давления.

Трубные системы конденсаторов турбин, изготовленные из латунных трубок ЛО-70, не обеспечивали необходимой плотности и имели значительные течи.

-выполнена модернизация ЦНД ТА-11 с заменой проточной части;

-выполнена замена рабочих лопаток последних ступеней РНД ТА-12 с последующим упрочнением кромок электроискровым методом “Кольчуга”;

-модернизация ЦВД с установкой дополнительного направляющего аппарата перед первой ступенью РВД;

-выполнена замена трубных систем конденсаторов турбин на трубные системы из медно-никелевого сплава МНЖ-5-1.

8. Система регенерации низкого давления:

Трубные системы подогревателей низкого давления типа ПН-800-4,5, изготовленные из латуни ЛО-70 не обеспечивали необходимой плотности и имели значительные течи.

Насосы НПНД-4 тип КСД-140-140 с корпусами из чугуна имели размывы и трещины на корпусе.

Регуляторы уровня в ПНД-2,3,4,5 имели эрозионные размывы корпуса

-заменены трубные системы ПНД-4,5 на трубные системы из медно-никелевого сплава МНЖ-5-1;

-заменены трубные системы ПНД 1-:-5 ТА-11 на трубные системы из эрозионно-стойкого материала;

-заменены насосы 11(12)НПНД-4 на насосы АКсВ-125-140 с корпусом из ст.20

-заменены регуляторы уровня в ПНД 2,3,4,5 поворотного типа с корпусами ст25л на регуляторы типа “Диск”.

Энергоблоки №3,4 Нововоронежской АЭС первыми из промышленных станций, построенных по проектам и с использованием оборудования, выпущенного предприятиями бывшего СССР, достигали 30-ти летнего срока эксплуатации в 2001 и 2002 годах.

Подготовка к продлению этих блоков началась в 1995 году.

• В ходе выполнения работ по продлению сроков эксплуатации были сформулированы основные принципы и разработана методология продления, которые затем легли в основу нормативной базы создаваемой органом государственного регулирования в области использования атомной энергии.

Для обеспечения возможности эксплуатации в период ПСЭ были разработаны и реализованы в течение 1999 - 2002 годов мероприятия по модернизации. Мероприятия были направлены на: