В 2009 г. завершено комплексное обследование энергоблока, которое показало:
техническое состояние элементов, систем, строительных конструкций, зданий и сооружений и в целом 5-го энергоблока Нововоронежской АЭС удовлетворительное; соответствует требованиям эксплуатационной, проектно-конструкторской и нормативной документации и позволяет их дальнейшую эксплуатацию; технически возможно продление эксплуатации при обосновании остаточного ресурса элементов энергоблока, важных для безопасности.
По результатам анализа остаточного ресурса важного для безопасности оборудования был составлен перечень оборудования исчерпавшего ресурс и подлежащего замене и было установлено, что:
· ресурс корпуса реактора может быть продлен до 56 лет;
· ресурс остального незаменяемого оборудования может быть продлен до 60 лет.
Для обоснования возможности безопасной эксплуатации энергоблока был разработан Отчет по углубленной оценке безопасности 5-го энергоблока с учетом мероприятий по модернизации и замене оборудования и в 2009 г. в составе комплекта документов, обосновывающих безопасность, представлен в Ростехнадзор для получения лицензии на эксплуатацию энергоблока свыше 30-летнего срока. Углубленная оценка безопасности энергоблока № 5 Нововоронежской АЭС подтверждает возможность дальнейшей безопасной эксплуатации энергоблока в течение 26 лет.
Основные модернизационные мероприятия, выполненные в период останова энергоблока на ППР-2010-2011:
· физическое разделение систем аварийного электроснабжения с полной заменой силовых кабелей, созданием нового отдельно стоящего здания РДЭС, переводом в новое здание безопасности секций 6 и 0,4 кВ соответствующего канала САЭ;
· полная замена с физическим разделением оборудования и кабельных потоков управляющих систем безопасности;
· полная замена оборудования СУЗ с созданием двух комплектной системы АЗ, ПЗ;
· создание системы аварийного впрыска бора высокого давления для ввода концентрированного раствора поглотителя при номинальных параметрах первого контура;
· модернизация системы аварийного охлаждения активной зоны высокого давления с возможностью подключения насосов системы к приямку гермообъема;
· создание системы аварийной питательной воды, соответствующей требованиям современных требованиям безопасности;
· замена ИПУ КД на новые с возможностью осуществления режима "feed and bleed";
· внедрение системы аварийного удаления и контроля концентрации водорода в гермообъеме защитной оболочки для проектных и запроектных аварий;
· внедрение системы индустриальной антисейсмической защиты с уставкой срабатывания 4 балла по шкале MSK-64;
· создание на основе одного из бывших каналов системы аварийного электроснабжения канала системы надежного электроснабжения для оборудования нормальной эксплуатации, важного для безопасности;
· создание на основе бывшей системы аварийной питательной воды системы вспомогательной питательной воды;
· полная замена оборудования и кабельных потоков управляющих систем нормальной эксплуатации;
· замены выработавших ресурс генераторов на новые;
· модернизация блочного и резервного пультов управления с практически 100% заменой оборудования;
· создание полномасштабных тренажеров БЩУ и РЩУ.
Достигнутый уровень безопасности
• Обеспечено соответствие 5 блока современным требованиям российских норм и правил и стандартам МАГАТЭ.
• Частота повреждения активной зоны снижена с величины 6,9х10-4 (1/реактор год), до 2,9х10-5 (1/реактор год), что соответствует рекомендациям МАГАТЭ.
• По результатам международной страховой инспекции 2011г. Энергоблок №5 соответствует требованиям по страховым рискам для АЭС 2-го поколения во всем мире.
Совершенствование ядерного топлива ВВЭР и его эксплуатация
1. Развитие конструкции твэла и ТВС
На основании статуса головной АЭС с реакторами типа ВВЭР в активных зонах 1-го - 4-го энергоблоков Нововоронежской АЭС велись реакторные испытания топлива, направленные на совершенствование конструкции и повышение надежности твэл и ТВС, их эксплуатационных характеристик. На этапе освоения реакторов первого поколения ВВЭР-210 и ВВЭР-365 изучалось поведение топлива в реальных условиях эксплуатации. Тем самым была заложена база для разработки конструкции твэла и ТВС реактора второго поколения - ВВЭР-440.
Результаты реакторных испытаний и послереакторных исследований были учтены в проекте твэла ВВЭР-1000.
На основе послереакторных исследований были реализованы следующие технологические и конструкторские совершенствования:
По топливу:
Уменьшение содержания примесей влаги (на начальном этапе не контролировалось) и фтора в топливе с целью снижения разгерметизации твэлов по причине коррозионного повреждения оболочек.
Перевод производства с технологии изготовления стержневого топлива на технологию изготовления таблеточного топлива с центральным отверстием с целью снижения температуры топлива и распухания.
Выбор оптимального зазора топливо - оболочка путём уменьшения допуска на диаметр топливной таблетки (доведен до 0,03 мм) и диаметр оболочки. Изготовление фасок на топливных таблетках для исключения крошки топлива в твэле и уменьшения механического взаимодействия (эффект “храповика”) топлива с оболочкой твэла, в результате чего существенно снижена эта компонента удлинения твэла, достигавшая нескольких миллиметров и приводившая к разгерметизации оболочки.
Увеличение плотности топлива, оптимизация микроструктуры таблеток (размер зерна, пористость, открытая пористость).
По конструкции и технологии изготовления твэлов:
Увеличение исходного давления гелия в твэлах от атмосферного до 6,5 атм, что позволило снизить температуру топлива на ~300°С.
Переход от 4-х шовной герметизации твэлов электронно-лучевой сваркой к 2-х шовной герметизации контактно-стыковой сваркой и новой конструкции заглушек. Также по результатам исследований было обращено внимание изготовителя на возможность загрязнения прилегающих к заглушкам участков оболочки материалом медных цанг сварочного автомата с последующим повреждением при эксплуатации твэлов.
Замена фиксатора топливного столба с разрезной втулки на пружинный. При изменяющихся термических удлинениях топливного столба в твэле разрезная втулка смещалась вверх, что при очередном цикле приводило к образованию больших зазоров между таблетками топлива и как следствие - к локальным всплескам потока нейтронов.
По конструкции топливных сборок:
Замена фрезерованной верхней решётки с отверстиями Ш5 мм под верхние наконечники твэлов решёткой ячеистого типа. В результате осевой зазор для температурного и радиационного роста составил не менее 25 мм.
Выбор конструкции и технологии изготовления циркониевых дистанционирующих решёток взамен решёток из нержавеющей стали (исследованы 3 топливные сборки 1-го, 2-х и 3-х лет эксплуатации) с целью исключения паразитного захвата нейтронов конструкционным материалом. В исследованиях определялись жёсткость всей решётки, упругие свойства ячеек, прочность контактной сварки ячеек, участки гидрирования ячеек.
Увеличение размера чехловой трубы “под ключ” до 145 мм с уменьшением толщины стенки до 1,5 мм с целью снижения межкассетных протечек.
Установка гафниевых пластин в верхней части ТВС СУЗ для исключения всплеска нейтронов в кассетах окружения от стыковочного узла кассеты СУЗ. Впервые внимание было обращено на влияние стыковочного узла кассеты СУЗ на кассеты окружения при опытных испытаниях на 4-ом энергоблоке двухэтажных кассет в режиме маневрирования мощностью в 1986 г.
По технологиям изготовления элементов конструкции:
Замена автоклавирования чехловых труб технологией принудительного окисления на воздухе. В результате замены существенно сократился цикл изготовления при сохранении защитной оксидной плёнки на поверхности изделия.
Замена автоклавирования твэлов технологией анодирования.
По нейтронно-физическим характеристикам:
Увеличение обогащения топлива по U-235 от 1,5% на ВВЭР-210 до 4% на ВВЭР-440.
Увеличение продолжительности эксплуатации топлива и выгорания - внедрение 4-х летнего топливного цикла после ресурсных испытаний сборки до выгорания 50,5 МВт·сут/кг U и её исследований.
Профилирование обогащения топлива в сечении сборки.
В горячей камере проводились работы с поглощающими надставками типа ВВЭР-440 и ПС СУЗ ВВЭР-1000:
Были обоснованы материалы по увеличению срока службы поглощающих надставок до 20 лет против первоначально установленного срока в три года, что существенно сократило объём радиоактивных отходов.
Обосновано увеличение срока службы штатных ПС СУЗ ВВЭР-1000 с карбидом бора в режиме АР до двух лет (первоначально - один год).
Проведены реакторные испытания и послереакторные исследования ПС СУЗ ВВЭР-1000 с титанатом диспрозия в качестве поглощающего материала, что обеспечило их внедрение со сроком службы до 10 лет на всех реакторах ВВЭР-1000
2. Развитие проектирования топливных загрузок
В результате улучшения конструкции кассет и схем загрузки топлива средняя глубина выгорания выгружаемого топлива увеличилась
- в реакторах ВВЭР-440 с проектных 28.4 Мвт*сут/кгU
до 39-40 Мвт*сут/кгU
- в реакторе ВВЭР-1000 с проектных 40 Мвт*сут/кгU
до 46 Мвт*сут/кгU
3. Контроль энерговыделения в активной зоне 5 блока
по локальным параметрам
В процессе внедрения уран-гадолиниевого топлива на 5 блоке впервые для ВВЭР разработаны и внедрены эксплуатационные пределы по локальным параметрам, ограничивающим допустимую линейную мощность и относительное энерговыделение твэлов.
Это позволило уменьшить консервативность проектных эксплуатационных пределов на 4% и расширить возможности выбора топливных загрузок по длительности их работы и количества топлива подпитки.
4. Развитие методов КГО
На НВ АЭС наряду со штатными методиками КГО адаптируются, развиваются, проходят опытную эксплуатацию и внедряются средства и методики, повышающие качество идентификации ТВС, содержащих негерметичные твэлы. Работы по развитию методов КГО твэлов ТВС в целом ведутся в двух направлениях:
повышение эффективности КГО на работающем реакторе;
- повышение эффективности КГО на остановленном реакторе.
КГО на работающем реакторе
Разработаны методики контроля удельной активности инертных радиоактивных газов в теплоносителе 1-го контура РУ. Использование этих методик в сочетании с контролем по удельной активности радионуклидов йода позволяет повысить достоверность оценки текущего состояния топлива при работе РУ на мощности.
Осуществляется опытная эксплуатация экспертной системы для оценки уровня дефектности активной зоны
(“ТРИНИТИ”). Проведение таких оценок необходимо при составлении планов-графиков остановов РУ и при планировании переходных режимов эксплуатации РУ для снижения рисков разгерметизации твэлов.
КГО на остановленном реакторе
КГО на остановленном реакторе обычно проводится пенальным водным методом в пеналах системы обнаружения дефектных сборок по активности реперных радионуклидов 131I, 134Cs, 137Cs. Для повышения точности выявления наличия негерметичных твэлов внедрена методика использования дополнительно в качестве реперных короткоживущих радионуклидов 136Cs и 133Хе.
В настоящее время на 5 блоке ведутся работы по вводу в эксплуатацию системы оперативного КГО сиппинг-методом - СКГО МП-1000 в штанге перегрузочной машины непосредственно в процессе перегрузки .
5. Перекомплектация групп ОР СУЗ
Перекомпоновка групп ОР СУЗ 5 блока и алгоритмов управления необходима для улучшения динамических характеристик блока и для замены ОР СУЗ с половинной длиной поглотителя на ОР СУЗ с поглотителем полной длины.
При разработке алгоритмов управления используется опыт внедрения на АЭС (Ростовской, Хмельницкой, Калининской, Тяньваньской) усовершенствованных алгоритмов управления (У-алгоритмов),представляющих собой комплекс современных методов управления энерговыделением активной зоны реактора ВВЭР-1000.
В качестве критериев безопасности применения алгоритмов применялись ограничения на скорость введения положительной реактивности при извлечении управляющих групп ОР СУЗ с рабочей скоростью в произвольной и штатной последовательности, эффективность аварийной защиты, величину положительной реактивности при выбросе одного ОР СУЗ, температуру повторной критичности.
6. Совершенствование охлаждения активных зон реакторов 3 и 4 блоков
С целью выравнивания распределения расходов через ТВС и РК активных зон 3 и 4 блоков были выполнены перешайбовки дроссельных шайб в корзине реактора. На 3 блоке перешайбовка была выполнена путем замены дроссельных шайб или вкручиванием вкладышей в те ячейки, где диаметр дроссельных шайб изменялся с 56мм до 52 мм.