Способ реконструкции активной зоны канального ядерного реактора

 

Изобретение относится к технике эксплуатации канальных ядерных реакторов, а именно к способу реконструкции активной зоны канального ядерного реактора, и может быть использовано при проведении капитальных ремонтов по замене технологических каналов (ТК). Сущность предлагаемого технического решения состоит в том, что в способе реконструкции активной зоны канального ядерного реактора, включающем операции по замене ТК при достижении в ячейках реактора установленных поканальных энерговыработок, предложено замену ТК производить поэтапно, при этом на каждом этапе заменять каналы, у которых совокупно энерговыработка и внутренний диаметр превысили пороговую для данного этапа величину, и те, у которых зафиксировано нарушение целостности металла ТК. Кроме того, предложено пороговую величину энерговыработки определять при заданном значении технологического зазора из графической зависимости величины зазора от энерговыработки, а пороговую величину внутреннего диаметра определять при заданном значении технологического зазора из графической зависимости величины внутреннего диаметра от технологического зазора, и при проведении ультразвукового контроля выявлять и заменять те каналы, у которых в переходном соединении сталь-цирконий обнаружены трещины глубиной 0,3 мм и более. Данное техническое решение позволяет обеспечить максимально возможное использование ресурса каждого конкретного ТК и увеличить выработку электроэнергии. 3 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к технике эксплуатации канальных ядерных реакторов, в частности касается способа реконструкции активной зоны канального ядерного реактора, и может быть использовано при проведении капитальных ремонтов по массовой замене технологических каналов.

В процессе эксплуатации реакторов РБМК-1000 технологические каналы (ТК) и графитовая кладка, являющиеся основными конструктивными элементами активной зоны, испытывают необратимые деформации и нарушения целостности материала [1]. Необратимые деформации технологических каналов обусловлены воздействием радиационного облучения при высоких температурах ~280oС и давлении ~80 атм теплоносителя. Эти деформации приводят к увеличению диаметра, удлинению и в некоторой степени утонению стенок ТК. Необратимые деформации графитовых блоков обусловлены воздействием радиационного облучения и высоких температур (до 650oС), что приводит к уменьшению диаметра отверстий графитовых блоков и высоты графитовых колонн. Под воздействием отмеченных выше факторов в переходных соединениях ТК могут появляться и развиваться в размерах трещины. Уменьшение диаметра отверстий графитовых блоков (радиационная усадка) и увеличение диаметра ТК (радиационная ползучесть) приводит к уменьшению и в конечном итоге к полному выбору технологического зазора в системе ТК - графит. Процесс исчерпания (уменьшения) технологического зазора в общем виде связан линейно с ростом поканальных энерговыработок (фиг. 1).

Ближайшим аналогом заявляемого изобретения является способ реконструкции активной зоны реактора РБМК-1000 [2] , который заключается в следующем. Массовую замену технологических каналов проводили в один прием с полной заменой всех технологических каналов по критерию предельно установленного (критического) значения достигнутой в ячейках поканальной энерговыработки. Срок полной замены каналов по этому критерию практически наступал через 16-17 лет. Учет энерговыработки ведется непрерывно по каждому каналу. Максимальная поканальная энерговыработка, по достижении которой эксплуатация реактора останавливается, (см. фиг. 2) определялась на основе измерений и вероятностных оценок. Полная массовая замена ТК (МЗТК) сопровождалась восстановлением проектного состояния технологического зазора методом расточки на исходный размер диаметра отверстий графитовых блоков. В процессе массовой замены ТК на энергоблоках ЛАЭС были проведены расширенные (~25% от общего числа) измерения внутренних диаметров ТК и диаметров отверстий графитовых блоков. Результаты измерений сводятся к следующим: 1. Разброс значений внутренних диаметров ТК в построенной зависимости Д = Д(Е) достигает 250%.

2. Разброс значений диаметров отверстий графитовых блоков в той же зависимости имеет более строгий вид и не превышает 50%.

3. При проведении МЗТК на энергоблоках были заменены и выведены из эксплуатации технологические каналы, совокупный остаточный ресурс которых составляет ~20% от использованного.

Недостатком такого способа реконструкции реакторов является неэффективное использование ресурса технологических каналов, т.к. при таком подходе удаляются заменяются и те каналы, которые еще фактически сохранили свою работоспособность и соответствуют критериям безопасной эксплуатации для системы технологический канал - графит.

В результате всестороннего анализа состояния извлеченных ТК, состояния графитовых блоков в ячейках с замененными ТК на базе прямых измерений и послереакторных исследований было установлено, что по критериям безопасной эксплуатации примерно в 70% ячеек реактора была допустима дальнейшая эксплуатация ТК без проведения их замены на первом этапе. Замена этих каналов могла осуществляться в последующие этапы с распределением по срокам до 8 лет.

Задача, решаемая изобретением, заключается в обеспечении максимально возможного использования ресурса каждого конкретного ТК, в увеличении выработки электроэнергии.

Сущность предлагаемого технического решения состоит в том, что в способе реконструкции активной зоны канального ядерного реактора, включающем операции по замене технологических каналов при достижении в ячейках реактора установленных поканальных энерговыработок, предложено замену технологических каналов производить поэтапно, при этом на каждом этапе заменять каналы, у которых совокупно энерговыработка и внутренний диаметр превысили пороговую для данного этапа величину, и те, у которых зафиксировано нарушение целостности металла технологического канала. Кроме того, предложено пороговую величину энерговыработки определять при заданном значении технологического зазора из графической зависимости величины зазора от энерговыработки, а пороговую величину внутреннего диаметра определять при заданном значении технологического зазора из графической зависимости величины внутреннего диаметра от технологического зазора, и при проведении УЗ-контроля выявлять и заменять те каналы, у которых в переходном соединении сталь - цирконий обнаружены трещины глубиной 0,3 мм и более.

Признак 1 - замену технологических каналов проводят поэтапно, а не в один прием. Известным признаком необходимости МЗТК является остановка реактора для полной замены ТК при достижении максимальных поканальных энерговыработок предельного значения. Существенное отличие признака 1 состоит в том, что при достижении в ячейках реактора предельных значений поканальных энерговыработок реактор останавливается для замены ТК и заменяют только те каналы, которые по накопленным поканальным энерговыработкам и в связи с этими накопленными значениями необратимых деформаций и состоянием целостности металла могут достичь предельного состояния. Признак 1 позволяет увеличить использование совокупного ресурса ТК до 8%. Признак 2 - в группе каналов, выделенной по признаку 1, проводят измерения внутреннего диаметра всех ТК и заменяют только те каналы, значение внутреннего диаметра которых превышают установленную предельную величину, например 81,50 мм. Признак 2 позволяет также увеличить использование совокупного ресурса ТК. Признак 3 - в группе каналов, выделенной для замены по признаку 1, за вычетом каналов, выделенных для замены по признаку 2, проводят УЗ-контроль всех ТК и заменяют все ТК с выявленными дефектами. Количество ТК, подлежащих замене по признакам 2 и 3, как показывает практика, составляет ~30% от общего числа, выделенных по признаку 1. В итоге многоэтапной замены использование признаков 1, 2, 3 позволяет увеличить использование совокупного ресурса ТК как минимум на 20%. Определение пороговых величин поканальных энерговыработок (Е0), выше которой проводится контроль ТК и их замена по критериям внутреннего диаметра и УЗ-контроля, выполняется следующим образом: 1. На основе проведенного ранее выборочного контроля внутренних диаметров ТК и диаметров отверстий графитовых блоков строится консервативная (с учетом максимальных деформаций) зависимость уменьшения технологического зазора от поканальных энерговыработок, фиг. 1., где - зазор технологический между ТК и графитовой кладкой, мм; o - исходное значение зазора, мм; Е - поканальная энерговыработка, МВтсут.

В общем виде зависимость между величиной исчерпания (уменьшения) технологического зазора и поканальной энерговыработкой характеризуется выражением 10-4Е, где - величина исчерпания (уменьшения) технологического зазора, мм; Е - поканальная энерговыработка, МВтсут; К - размерный коэффициент, характеризующий динамику формоизменения ТК и графита для данного реактора, мм/МВтсут.

2. Устанавливается необходимый гарантированный запас технологического зазора (1), который обеспечивает безопасную работу реактора в течение срока до следующего этапа МЗТК, и в соответствии с этим по графику определяется Е0 - предельно допустимая поканальная энерговыработка (МВтсут). Е - интервал поканальных энерговыработок от порогового до максимального, в пределах которых проводится выявление каналов по признакам 2 и 3 для замены.

Характерный вид распределения ячеек (N) в зависимости от поканальных энерговыработок на первом и втором этапах показан на фиг. 2, где N - количество ячеек, шт. ; Е - поканальная энерговыработка, МВт/сут; E1 - поканальная выработка для первого этапа; Е2 - поканальная выработка для второго этапа.

Заштрихованная область - это ТК, которые подвергаются контролю и часть из которых (~30%) подлежит замене.

Заштрихованная область Е02 объединяет ТК (ячейки), в которых проводятся те же работы, что и с ТК, находящимися в заштрихованной области первого этапа E01. E02 определяется аналогично E01. В правой незаштрихованной области Е02 (фиг. 2) заменяются ТК по измерениям первого этапа. Замена всех ТК реактора проводится в 3 - 4 этапа с интервалом между этапами 1,5 - 2,0 года.

Выбор порогового значения внутреннего диаметра, выше которого проводится замена ТК, аналогичен выбору Е0.

1. На основе проводимого ранее выборочного контроля строится консервативная зависимость значения зазора от значения внутреннего диаметра ТК (фиг. 3).

2. Устанавливают необходимый гарантированный запас технологического зазора 2, который обеспечивает безопасную работу реактора в течение срока до следующего этапа МЗТК, и в соответствии с этим по графику определяется Д01.

Примечание: 1 и 2 относятся к различным (по характеристикам поканальных энерговыработок) группам ячеек и в общем случае не равняются между собой.

Способ реконструкции активной зоны поэтапно реализуется следующим образом: 1. Исходя из запланированного срока эксплуатации до следующего этапа МЗТК определяют нижнюю допустимую границу поканальных энерговыработок, ниже которых обеспечивается безопасная работа реактора в течение запланированного срока эксплуатации. Нижняя граница поканальных энерговыработок определяется на основе прямых измерений и консервативного подхода при обосновании дальнейшей безопасной эксплуатации ячеек с незамененными на данном этапе ТК.

2. Проводят измерения внутренних диаметров всех ТК в интервале поканальных энерговыработок от Emin до Еmax.

3. Исходя из запланированного срока эксплуатации определяют пороговое значение внутреннего диаметра ТК (Д01), при значениях которого и ниже обеспечивается безопасная эксплуатация в течение запланированного срока. Дпор. определяется на основе полученной динамики формоизменения для каждого конкретного ТК и консервативного подхода при обосновании дальнейшей безопасной эксплуатации ячеек. Консервативный подход заключается в том, что при прогнозировании измерений в состоянии ТК и графита закладываются предельные максимальные характеристики.

4. Выделяется первая группа измеренных ТК для замены со значениями внутреннего диаметра > Дкр. Д01.

5. Проводится ультразвуковой контроль с поканальной энерговыработкой от Emin до Еmах и со значениями внутреннего диаметра < Дкр.

6. Выделяется вторая группа ТК для замены с обнаруженными дефектами (трещинами) в соответствии с действиями, указанными в п.2 формулы изобретения.

7. Проводится замена первой и второй групп ТК.

При проведении второго и следующих этапов МЗТК последовательность операций способа замены сохраняется, при этом проконтролированные ранее ТК повторному контролю не подвергаются, т.к. ввиду сравнительно малых (до 2х лет) интервалов между этапами МЗТК (XX) и известной динамики окружной ползучести для каждого конкретного ТК значения внутренних диаметров достаточно точно экстраполируются на момент очередного этапа МЗТК.

Источники информации 1. А. Н. Ананьев и др. Безопасность АЭС с канальными реакторами. М.: Энергоатомиздат, 1996 г.

2. В. И.Лебедев, Л.В.Шмаков и др. Безопасность АЭС с канальными реакторами. Реконструкция активной зоны. М.: Энергоатомиздат, 1997 г. (ближайший аналог).

Формула изобретения

1. Способ реконструкции активной зоны канального ядерного реактора, включающий операции по замене технологических каналов при достижении в ячейках реактора установленных поканальных энерговыработок, отличающийся тем, что замену технологических каналов проводят поэтапно, при этом на каждом этапе заменяют каналы, у которых совокупно энерговыработка и внутренний диаметр превысили пороговую для данного этапа величину, и те, у которых зафиксировано нарушение целостности металла технологического канала.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что пороговую величину энерговыработки определяют, при заданном значении технологического зазора из графической зависимости величины зазора от энерговыработки.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что пороговую величину внутреннего диаметра определяют при заданном значении технологического зазора из графической зависимости величины внутреннего диаметра от технологического зазора.

4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что нарушение целостности металла технологического канала выявляют в переходном соединении сталь-цирконий проведением ультразвукового контроля и заменяют те технологические каналы, у которых обнаружены трещины глубиной 0,3 мм и более.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области атомной техники, в частности к конструкциям внутренних блоков водо-водяных ядерных реакторов, используемых в ядерных установках АЭС малой мощности или другого назначения

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при создании плавучих атомных электростанций средней мощности для эксплуатации в прибрежных зонах

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способам эксплуатации быстрых гомогенных ядерных реакторов

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано при строительстве и модернизации АЭС с несколькими реакторными установками

Изобретение относится к конструкциям легководных ядерных реакторов, в которых в качестве топлива применяется торий

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкциям быстрых реакторов с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями

Изобретение относится к новым способам и материалам для минимизации отложений окислов металлов на трубах парогенератора во вторичной линии работающих под давлением парогенераторов атомных электростанций (АЭС) при использовании полимерных диспергаторов высокой чистоты

Изобретение относится к устройствам для обработки материалов с радиоактивным заражением и может быть использовано преимущественно при локализации последствий аварии на атомных электростанциях, а также в технологии очистки фильтрацией газообразных отходов на радиохимических заводах
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к технологии преобразования ядерной энергии в тепловую энергию, предназначенной для разработки энергетических установок нового поколения
Изобретение относится к ядерной энергетике, конкретно к активным зонам водо-водяных реакторов, к составляющим их тепловыделяющим сборкам, содержащим делящееся ядерное топливо, и способу их эксплуатации
Изобретение относится к области производства энергии, в частности к производству электроэнергии, и может быть использовано для создания безопасной ядерной электроэнергетики нового типа

Изобретение относится к области ядерной техники и технологии, в частности к конструкции тепловыделяющей сборки (ТВС) ядерного реактора и его активной зоны, преимущественно водо-водяного энергетического ядерного реактора (ВВЭР-1000)

Изобретение относится к области физики и техники реакторов, более конкретно к методам контроля и обеспечения безопасности подкритических сборок

Изобретение относится к физике ядерных реакторов, а именно к измерениям эффективности поглощающих элементов активной зоны (сборок пэлов, стержней СУЗ и т.п.) ядерного реактора, находящегося в критическом состоянии и имеющего изотропную структуру

Изобретение относится к области ядерной техники, к мощным источникам нейтронов

Изобретение относится к физико-химическим технологиям, к технике получения водорода и кислорода, а также к области ядерной энергетики и может быть использовано для получения энергии, выделяющейся при реакциях синтеза, протекающих в реакторе
Наверх