Способ управления скоростью коррозии контура теплоносителя ядерного уран-графитового реактора

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно управлению водно-химическими процессами ядерного реактора, в частности к оптимизации управления коррозионной активностью теплоносителя технологического контура атомной станции, и может быть использовано при эксплуатации ядерных уран-графитовых реакторов с оборудованием из хромоникелевой нержавеющей стали. Измеряют значения электрохимического потенциала, удельной электропроводимости, автоматически усредняют эти параметры, сравнивают их с нормируемыми значениями. Отображают результаты сравнения на мнемосхеме экрана монитора, оценивают качество водно-химического режима. Проводят действия, направленные на оптимизацию скорости коррозии. При этом значения электрохимического потенциала и удельной электропроводимости отображают в виде точек на двухпараметрической номограмме с координатами "электрохимический потенциал - удельная электропроводимость", разделенной на три зоны А, В, С, характеризующие разные степени коррозионной активности теплоносителя в соответствии с режимом эксплуатации. В зависимости от нахождения точки пересечения координат в одной из зон действий не предпринимают либо проводят регулировку параметров теплоносителя, либо останавливают энергоблок. Технический результат - оперативность оценки коррозионной активности теплоносителя в технологическом контуре энергоблока атомной станции и эффективность корректирующих мероприятий. 3 ил.

 

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно управлению водно-химическими процессами ядерного реактора, в частности к оптимизации управления коррозионной активностью теплоносителя технологического контура атомной станции, и может быть использовано при эксплуатации ядерных уран-графитовых реакторов с оборудованием из хромоникелевой нержавеющей стали.

Атомные станции относятся к объектам повышенной технической сложности и поэтому безопасности эксплуатации уделяется повышенное внимание. Безопасность атомной станции обеспечивают за счет последовательной реализации концепции глубоко эшелонированной защиты, основанной на применении системы физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду, технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности (НП-001-97, ПНАЭ Г-01-011-097 «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» ОПБ 88/97). В систему физических барьеров блока атомной станции включены также оболочки твэлов и стенки контура циркуляции теплоносителя через активную зону реактора (НП-001-97, ПНАЭ Г-01-011-097 «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» ОПБ 88/97). Для канальных реакторов большой мощности (РБМК) наиболее уязвимой границей являются стенки аустенитных трубопроводов Ду 300 контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). Хромоникелевые стали аустенитного класса склонны к коррозионному растрескиванию в условиях действия растягивающих напряжений и коррозионно-активной среды, содержащей в определенном количестве активаторы и окислители. Тенденцией развития атомной энергетики является сокращение времени на ремонты, увеличение межремонтных сроков и общего срока эксплуатации энергоблоков. В этих условиях востребована необходимость обеспечения повышенной надежности оборудования. Большинство эксплуатирующих, конструкторских и исследовательских организаций отмечают необходимость проведения работ по обеспечению надежности и безопасности эксплуатации энергоблоков (Wilson J.A., Garsia S.E. IGSCC Mitigation at Exelon BWRs // International Conf. on Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems. Berlin, Germany, September, 2008; Garsia S.E., Wood C.J Recent Advances in BWR Water Chemistry // International Conf. on Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems. Berlin, Germany, September, 2008; Stellwag В., Laender A., Weiss S., Huettner F. Water Chemistry Control Practices and Data of the European (BWR) Fleet // International Conf. on Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems. Quebec Citi, Canada, October, 2010) в следующих направлениях:

совершенствование водно-химического режима (ВХР) и химического контроля, оптимизация коррекционной обработки теплоносителя, разработка автоматизированных систем управления скорости коррозии оборудования. Для контроля и управления указанными процессами используют высокотемпературные измерения электрохимического потенциала коррозии (ЭХП) конструкционных материалов и удельной электрической проводимости теплоносителя, значения концентраций хлоридов, сульфатов, натрия, кислорода, водорода и т.п. (BWRVIP-130: BWR Vessel and Internals Project. BWR water chemistry Guidelines - 2004 Revision. 1008192., EPRI, Palo Alto. 2004. 308 p.; Иокибэ X. «Исследование оптимизации концентрации растворенного водорода в водном теплоносителе первого контура для сдерживания коррозионного растрескивания под напряжением. Атомная техника за рубежом», №8, 2008, с.29-31). Известно, что для определения коррозионной стойкости, а также для оценки вероятности возникновения и развития трещинообразования, используют измерения стационарного электрохимического потенциала коррозии (ЭХП) при температурах от 90°С до 300°С и давлениях от равновесного до 16 МПа. Дополнительно осуществляют измерения значений удельной электропроводимости (χ) теплоносителя, концентраций примесей (кислород, водород, хлорид-, сульфат-ионы, продукты коррозии меди и железа). Измеренные значения ЭХП сравнивают с критическим параметром, значением потенциала, равным -230 мВ в единицах стандартной водородной шкалы (СВЭ) по неравенству. При значениях ЭХП меньше критического коррозионная стойкость хромоникелевых сталей аустенитного класса в водных теплоносителях технологических контуров энергоблоков считается высокой (вероятность возникновения и скорость развития трещинообразования, соответственно, низкие). При значениях ЭХП выше критического коррозионная стойкость этих сталей считается низкой, а вероятность возникновения и скорость развития трещинообразования высокой. (Mei-Ya Wang, Charles F/ Chu, Ching Chang, Jin-Der Lee Predicted Impact of Power Coastdown Operations on the Water Chemistry for Domestic Boiling Water Reactors // International Conf. on Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems. Quebec Citi, Canada, October, 2010). Критическим значением для удельной электрической проводимости в энергетическом режиме, в зависимости от вида реакторной установки, являются 0,1-0,3 мкСм/см. Процедура сравнения измеренной проводимости с критической величиной (уставкой) осуществляется аналогично анализу неравенства потенциалов (BWRVIP-130: BWR Vessel and Internals Project. BWR water chemistry Guidelines - 2004 Revision. 1008192., EPRI, Palo Alto. 2004. 308 p.; Ruehle W. Wasserchemie in DWR-und SWR-Kernkraftwerken // Power Plant Chemistry, №1, 1999, P.35-41). Значения критических концентраций примесей назначают в зависимости от вида реактора (корпусной или канальный), типа водно-химического режима (коррекционный или бескоррекционный) и режима эксплуатации: пуск, останов, подъем мощности реактора до минимально контролируемого уровня (МКУ). Сравнение текущих значений концентраций примесей с критическими величинами (уставками) осуществляют аналогично анализу неравенства потенциалов (BWRVIP-130: BWR Vessel and Internals Project. BWR water chemistry Guidelines - 2004 Revision. 1008192., EPRI, Palo Alto. 2004. 308 p.; СТО 1.1.1.02.013.0715-2009 «Водно-химический режим основного технологического контура и вспомогательных систем атомных электростанций с реакторами РБМК-1000. Нормы качества рабочей среды и средства их обеспечения». ОАО "Концерн Росэнергоатом").

В качестве ближайшего аналога принят способ управления скоростью коррозии контура теплоносителя энергоблока атомной станции из хромоникелевой нержавеющей стали путем измерения значений показателей качества водно-химического режима, автоматического усреднения измеренных значений с помощью компьютера по специальной программе и сравнения их с нормируемыми значениями, отображения результатов на мнемосхеме в видеокадре монитора, оценки оператором качества водно-химического режима и проведения действий, направленных на оптимизацию скорости коррозии (СТО 1.1.1.02.013.0715-2009 «Водно-химический режим основного технологического контура и вспомогательных систем атомных электростанций с реакторами РБМК-1000. Нормы качества рабочей среды и средства их обеспечения.» ОАО "Концерн Росэнергоатом").

Недостатком способа по наиболее близкому аналогу является то, что управление скоростью коррозии недостаточно эффективно и трудоемко, так как оценку качества водно-химического режима, например, энергоблока атомной станции с РБМК-1000 производит оператор по нескольким косвенным показателям качества водно-химического режима.

На каждом энергоблоке реализуется индивидуальное количественное соотношение показателей качества в пределах, нормируемых стандартом эксплуатирующей организации (СТО 1.1.1.02.013.0715-2009 «Водно-химический режим основного технологического контура и вспомогательных систем атомных электростанций с реакторами РБМК-1000. Нормы качества рабочей среды и средства их обеспечения». ОАО "Концерн Росэнергоатом"). Этим же стандартом установлены уровни отклонений нормируемых показателей качества воды: по электропроводности (χ) для концентрации хлорид-ионов - [Cl] и меди - [Cu], при достижении которых одним из показателей или несколькими регламентируется продолжительность работы реактора на уровне мощности более 50% номинальной. При невозможности устранить отклонения нормируемых показателей мощность реактора снижают, а при определенных условиях реактор даже заглушают и переводят в расхоложенное состояние. Снижение мощности и останов приводят к экономическим потерям из-за недовыработки электроэнергии. Останов и последующий пуск вызывают дополнительные коррозионные нагрузки на оборудование, так как переходные режимы эксплуатации отличаются повышенными концентрациями примесей в теплоносителе и, соответственно, высокой интенсивностью протекания коррозионных процессов. Оператор выбирает на основании собственного опыта оптимальный алгоритм управляющих воздействий по изменению значений параметров водно-химического режима (ВХР) в целях оптимизации скорости коррозии: увеличение расхода продувки; регулирование работы деаэраторов для снижения концентрации кислорода; включение резервных фильтров и вывод работающих на регенерацию; поиск и устранение присосов воздуха или охлаждающей воды. Кроме того, комплекс нормируемых показателей (χ, [Cl], [Cu]) недостаточно информативен как для прогноза последствий изменений их значений, так и для выявления причин изменений. Так χ и количество хлоридов симбатно связанные параметры. Концентрация продуктов коррозии меди определяется величиной рН, концентрацией анионов и окислителей. В результате усложняется процедура оценки оператором качества водно-химического режима и снижается запас времени для регулирования и оптимизации скорости коррозии.

Задача, решаемая изобретением, заключается в упрощении и повышении информативности контроля эффективности управления скоростью коррозии за счет более точного прогнозирования оценки агрессивности теплоносителя.

Сущность изобретения состоит в том, что в способе управления скоростью коррозии контура теплоносителя ядерного уран-графитового реактора путем измерения значений электрохимического потенциала, удельной электропроводимости, автоматического усреднения указанных параметров и сравнения их с нормируемыми значениями, отображения результатов сравнения на мнемосхеме экрана монитора, оценки качества водно-химического режима и проведения действий, направленных на оптимизацию скорости коррозии, предложено значения электрохимического потенциала и удельной электропроводимости отображать в виде точек на двухпараметрической номограмме с координатами "электрохимический потенциал - удельная электропроводимость", разделенной на три зоны А, В, С, характеризующие разные степени коррозионной активности теплоносителя в соответствии с режимом эксплуатации: при нахождении точки пересечения координат в зоне А действий не производят, в зоне В проводят регулировку параметров теплоносителя в течение регламентированного времени путем снижения концентрации кислорода и удельной электропроводимости, в зоне С производят останов энергоблока.

На фиг.1 - изображение видеокадра номограммы. Служит для представления общего вида и иллюстрации составных частей номограммы: полей; разделяющих поля линий постоянных скоростей подроста трещин, координат; расположения точки, характеризующей состояние ВХР в конкретный момент. Кроме того, это реальная номограмма для энергетического режима. Фиг.2 - иллюстрирует принцип построения номограммы, изображенной на фиг.1. В принципе, подобный рисунок был промежуточным при разработке математической модели расчета скорости подроста трещины по измеренным значениям параметров: ЭХП (Е), рабочей температуры (Т), χ, растягивающих напряжений в околошовных зонах (σ), концентраций O2 и H2. Фиг.3 иллюстрирует сравнение вариантов "а", "b" и " с ", которые требуют различных действий оператора. Вариант "b", как следует из номограммы, требует вмешательства для обеспечения надежности барьера безопасности: найти и устранить в течение регламентированного времени причину отклонений, т.е. передвинуться в зону А. Вариант "с" показывает, что для обеспечения безопасности производят останов реактора.

На фиг.1 по ординате откладывается Е - измеренное в пробе значение электрохимического коррозионного потенциала электрода из конструкционного материала, пересчитанное в мВ относительно нормального водородного электрода (единицы НВЭ при рабочей температуре по формуле, аналогичной представленной в патенте на полезную модель RU 101837 U1, МПК G01N 27/26). По абсциссе откладывается χ - измеренное в пробе значение удельной электрической проводимости в мкСм/см при 25°С. Эта процедура, измерение параметров, пересчет и отображение на диаграмме производится автоматически по специальной программе компьютером. Поле двухпараметрической номограммы разделено на цветные зоны, обозначенные клеймами А - С (см. фиг.1), точка 1 с координатами "потенциал 08Х18Н10Т - удельная электропроводимость" (χ-Е) в конкретной зоне двухпараметрической номограммы характеризует в момент измерения коррозионную активность теплоносителя и вероятное состояние трубопровода Ду300 из нержавеющей стали 08Х18Н10Т, прежде всего, возле сварного шва. Принцип построения простейшей двухпараметрической номограммы основан на том, что эти параметры связаны между собой уравнением (Глаголев Н.А. Курс номографии. - М.: Высшая школа, 1961). Например, для решения уравнения газового состояния pV/(t+273)=const двухпараметрическая номограмма, по двум осям которой отложены температура (t) и давление (р). На поле номограммы нанесены линии решений - линии постоянных объемов (V) (Глаголев Н.А. Курс номографии. - М.: Высшая школа, 1961). Эти линии имеют разный наклон к осям. Выбирая значения p и t, находят точку пересечения отвечающих им координат и определяют соответствующее значение V (Глаголев Н.А. Курс номографии. - М.: Высшая школа, 1961). Возникновение трещин и скорость их прироста в глубину по коррозионно-усталостному механизму зависит от действующих нагрузок, величины потенциала нержавеющей стали 08Х18Н10Т, величины удельной электрической проводимости теплоносителя и температуры (патент RU 101837 U1. МПК G01N 27/26). Данные названных выше источников были обработаны и использованы в виде зависимостей: v=f(E, χ, σ, Т), где: v - скорость прироста трещины в глубину; σ - растягивающие напряжения возле сварного шва и равные, в среднем ≈ 109 МПа при расчетной температуре 285°С по данным РД ЭО 0513-03 Применение концепции «Исключения разрывов» для трубопроводов и коллекторов Ду 300 КМПЦ и СВБ энергоблоков АЭС с РБМК-1000» для аустенитной стали 08Х18Н10Т; Т - температура рабочей среды. Расчет значения v можно провести по разработанному нами алгоритму: вычисление потенциала 08Х18Н10Т при 288°С и текущем значении χ (ESS); значение прироста трещины (v) по величине приведенного потенциала Ess 08Х18Н10Т (мм/с) при 288°С рассчитывается по уравнениям вида v=f(ESS); расчет прироста трещины при температуре КМПЦ (vT) проводится по уравнению вида vT=dVv, где: dV - коэффициент, равный отношению (vT/v)=f(T). Проверку корректности вычислений проводили путем сравнения с экспериментальными данными. Зависимости v=f(E, χ, σ, Т) имеют нелинейный характер. Поэтому построение двухпараметрической номограммы с осями потенциал - удельная электропроводимость проводили следующим образом. По данным РД ЭО 0513-03 Применение концепции "Исключения разрывов" для трубопроводов и коллекторов Ду300 КМПЦ и СВБ энергоблоков АЭС с РБМК-1000 были определены предельные среднегодовые подросты трещин. По данным СТО 1.1.1.02.013.0715-2009 «Водно-химический режим основного технологического контура и вспомогательных систем атомных электростанций с реакторами РБМК-1000. Нормы качества рабочей среды и средства их обеспечения». ОАО "Концерн Росэнергоатом" были определены предельные и средние значения параметров теплоносителя. На энергоблоках с РБМК-1000 были экспериментально определены возможные разбросы значений Е. На фиг.2 показаны графики зависимости v от Е при Т=288°С и σ=109 МПа для разных значений удельной электропроводимости в энергетическом режиме. По осям фиг.2 отложены значения: скорость подроста трещин в мм/час (ордината) и электрохимический коррозионный потенциал в мВ НВЭ (абсцисса). 1 - кривая зависимости v=f(E) для χ=0,2 мкСм/см. 2 - кривая зависимости v=f(E) для χ=0,1 мкСм/см. Аналогичным образом можно разместить на этом графике кривые зависимости v=f(E) для значений χ до 0,5 мкСм/см. Выбрав на оси ординат точки c с определенными значениями скорости прироста трещины в глубину, например, точки 7, 8 на фиг.2, и проведя через эти точки линии параллельные оси абсцисс, получим при пересечении с кривыми зависимостей v=f(E) 1,2 для различных значений χ точки 3-6 фиг.3 с координатами (Е, χ). Очевидно, что все точки на фиг.2 ниже линий, проведенных через точки 8-3-4 и 7-5-6, будут иметь меньшие значения скоростей прироста трещины, то есть относиться к другой зоне. Таким образом, возможно построение номограммы для оценки скорости локальной коррозии по измеренным значениям Е и χ, не вычисляя v. Линия раздела А/В между зонами А и В на рисунке фиг.1 представляет собой кривую, проходящую через точки (χ-Е), значения которых соответствуют примерно постоянной скорости прироста трещины в глубину. Для энергетического режима это линия 7-5-6 на фиг.2. Значения v по линии А/В равны: для переходных режимов (пуск, останов) - 2×10-2 мм/час; для подъема мощности реактора - 2×10-4 мм/час; для энергетического - 2×10-5 мм/час. Если принять длительность пуска ~20 часов, подъема мощности реактора до ~180 часов, энергетического режима ~7000 часов, останова ~15 часов, то среднегодовой прирост трещины в глубину во всех точках линии А/В составит примерно 0,9 мм/год. В соответствии с РД ЭО 0513-03 при поддержании ВХР, обеспечивающего нахождение в зоне А значений Е и χ, длительность межконтрольного периода для дефектов с исходными глубинами ≤4,7 мм будет не менее 6 лет (РД ЭО 0513-03 Применение концепции "Исключения разрывов" для трубопроводов и коллекторов Ду300 КМПЦ и СВБ энергоблоков АЭС с РБМК-1000"). Точки (χ-Е) линии раздела В/С между зонами В и С (см. фиг.1) соответствуют значениям v, равных: для переходных режимов (пуск, останов) - 8×10-2 мм/час; для подъема мощности реактора до - 3×10-3 мм/час; для энергетического - 3×10-4 мм/час. Среднегодовой прирост трещины в глубину во всех точках линии В/С составит примерно 5,4 мм/год. В соответствии с РД ЭО 0513-03 при поддержании ВХР, обеспечивающего нахождение в зоне С значений Е и χ, длительность межконтрольного периода для дефектов с исходными глубинами ≤4,1 мм будет не менее 1-2 лет (РД ЭО 0513-03 Применение концепции "Исключения разрывов" для трубопроводов и коллекторов Ду300 КМПЦ и СВБ энергоблоков АЭС с РБМК-1000"). Зона С фиг.1 характеризуется повышенной коррозионной агрессивностью теплоносителя, и условия эксплуатации выходят за рамки безопасной. Для каждого режима эксплуатации энергоблока (пуск, останов, подъем мощности реактора, энергетический режим) рассчитаны свои координаты линий, разделяющих зоны на поле двухпараметрической номограммы.

Сопоставительный анализ заявляемого решения с аналогом показывает, что заявляемый способ отличается от ближайшего аналога повышением точности прогнозной оценки скорости коррозии, графической визуализацией в видеокадре на номограмме информации о качестве ВХР в виде точки с координатами, соответствующих значениям ЭХП и χ, которые учитывают все нормируемые и большую часть диагностируемых показателей. В соответствии с законами эргономики информация в графической форме воспринимается быстрее, что приводит к повышению эффективности контроля и управления скорости коррозии.

В пределах заявленного изобретения, в общем виде, предлагаемый способ осуществляется следующим образом: проба рабочей среды из технологического контура ЯЭУ направляется по импульсной трубке к датчикам системы автоматического контроля (АХК), в том числе и на высокотемпературную ячейку измерения ЭХП. Сигналы датчиков поступают на вторичные преобразователи, с которых уже в стандартизированном виде направляются в компьютер для дальнейших расчетов по определенному алгоритму: усреднение измеренных значений; пересчет измеренных значений потенциалов электродов из стали 08Х18Н10Т в единицы нормального водородного электрода (Е); формирование видеокадра. В конечном виде точки с координатами "потенциал 08Х18Н10Т - удельная электропроводимость" отображаются на номограмме в видеокадре монитора оператора. Оператор имеет возможность визуально оценить расположение точки, соответствующей текущему состоянию, относительно границ зон различной степени коррозионной активности теплоносителя. Учитывая нелинейный характер границ зон (см. фиг.1) такая визуальная оценка способствует, при наличии отклонений и нарушений, определению кратчайшего расстояния от точки к границе зоны низкой коррозионной агрессивности (вектора необходимого воздействия). Используя проекции вектора на оси номограммы, можно получить значения минимальных необходимых изменений контролируемых параметров для снижения коррозионной активности теплоносителя. Организация эксплуатации пробоотбора, монтаж датчиков, преобразователей, арматуры, электрических сетей и сигнальных кабелей системы АХК производится на энергоблоках ЯЭУ по соответствующей технической документации. Прием данных на компьютер, расчет, архивация и передача информации операторам осуществляется с помощью специально разработанного программного обеспечения. В производственной практике увеличение измеряемых значений удельной электрической проводимости вызывается изменением рН и ростом концентраций ионов. Причинами данного явления могут быть: присосы через неплотности конденсаторов паровых турбин и/или исчерпание обменной сорбционной емкости фильтров очистки конденсата пара. Значение ЭХП конструкционного материала, в частности стали 08Х18Н10Т, определяется соотношением концентраций окислитель/восстановитель. Сдвиг значений ЭХП в положительную область может свидетельствовать о росте концентрации кислорода в результате присосов воздуха через неплотности конденсатно-питательного тракта, в результате присосов охлаждающей воды конденсаторов или в результате повышения концентраций продуктов радиолиза (кислород, перекись водорода). Сдвиг значений ЭХП в положительную область может сопровождаться повышением концентрации продуктов коррозии меди в теплоносителе. Снижение потенциала происходит при увеличении концентрации водорода или любого другого соединения, являющегося восстановителем. На этом принципе основаны коррекционные ВХР первых контуров ВВЭР, PWR и ряда BWR.

Ниже приведены конкретные примеры, показывающие эффективность использования предлагаемого способа при эксплуатации АЭС с РБМК-1000 вследствие упрощения процедуры оценки качества водно-химического режима и увеличения запаса времени регулирования в целях оптимизации скорости локальной коррозии в околошовных зонах трубопроводов Ду 300 КМПЦ.

Пример. Фигура 3 показывает номограмму для случаев "a", "b" и "с", характеризующихся разной коррозионной активностью теплоносителя в технологическом контуре энергоблока атомной станции. На фиг.3 по оси ординат отложены значения потенциалов ЭХП в единицах нормальной водородной шкалы, мВ; по оси абсцисс - значения удельной электрической проводимости, мкСм/см. А/В и В/С - линии, разделяющие зоны, соответственно, А и В, В и С. Измерения значений ряда показателей качества водно-химического режима производятся автоматически: электрохимический потенциал пары электродов, нержавеющей стали относительно циркониевого сплава, удельная электропроводимость, температура, концентрации кислорода и водорода. В компьютере по специальной программе происходит усреднение измеренных значений: пересчет измеренных значений потенциалов пары электродов, значение потенциала стали 08Х18Н10Т в единицах нормального водородного электрода (Е); формирование в видеокадре монитора оператора точки на номограмме с координатами "потенциал 08Х18Н10Т - удельная электропроводимость". В процессе эксплуатации оператор контролирует коррозионную активность теплоносителя по отношению к нержавеющей стали (основной конструкционный материал контура) по положению точки с координатами "потенциал 08Х18Н10Т - удельная электропроводимость" на номограмме в видеокадре монитора. Из рисунка на фиг.3 видно, что в случае "а" точка с координатами Е=-216,0 мВ в единицах НВЭ, χ=0,13 мкСм/см находится в зоне А. Потенциал нержавеющей стали в данном случае близок критическому значению - 230 мВ. Значение χ ниже критического, 0,3 мкСм/см. Для большинства сварных соединений при этом наиболее вероятно развитие дефектов в виде трещин со скоростью подроста в глубину стенки, примерно в 10 раз меньше консервативного расчетного значения ≈1,0 мм/год (РД ЭО 0513-03 Применение концепции "Исключения разрывов" для трубопроводов и коллекторов Ду300 КМПЦ и СВБ энергоблоков АЭС с РБМК-1000") при длительном сохранении таких условий. Следовательно в случае "а" никаких действий не предпринимают. В случае "b" Е=-76,4 мВ в единицах НВЭ, χ=0,35 мкСм/см. Потенциал нержавеющей стали в данном случае положительнее критического значения -230 мВ. Значение χ больше критического, 0,3 мкСм/см. Для большинства сварных соединений при этом наиболее вероятно развитие дефектов в виде трещин со скоростью подроста в глубину стенки, превышающей примерно в 4 раза консервативное расчетное значение ≈1,0 мм/год (РД ЭО 0513-03 Применение концепции "Исключения разрывов" для трубопроводов и коллекторов Ду300 КМПЦ и СВБ энергоблоков АЭС с РБМК-1000") при длительном сохранении таких условий. В соответствии с требованиями действующего стандарта (СТО 1.1.1.02.013.0715-2009 "Водно-химический режим основного технологического контура и вспомогательных систем атомных электростанций с реакторами РБМК-1000. Нормы качества рабочей среды и средства их обеспечения") при значении удельной электрической проводимости 0,3<χ<1,0, допустимое время работы реактора на уровне мощности более 50% номинальной не должно превышать 7 суток. За это время необходимо выявить причины и устранить отклонения нормируемых показателей. Направление регулирования показано на фиг.3 стрелками - путем снижения концентрации кислорода и удельной электропроводимости. Для этого проверяют настройку деаэраторов и, при необходимости, корректируют ее. В системах очистки воды, питательной и продувочной, подключают резервные фильтры со свежей или отрегенерированной смолами, а работавшие выводят на регенерацию. Случай "с" характеризуется значениями Е=17,8 мВ в единицах НВЭ, χ=0,45 мкСм/см, что соответствует скорости подроста трещин в глубину стенки, превышающей примерно в 18 раз консервативное расчетное значение ≈1,0 мм/год при длительном сохранении таких условий. Фактически рассматриваемый случай может возникнуть только в результате разгерметизации трубчатки конденсаторов паровых турбин и недостаточной эффективности работы систем очистки. Учитывая, что устранить подобное в течение 7 суток невозможно, целесообразно оперативно заглушить реакторную установку и провести ремонт. В этом варианте развития событий устраняется повышенный износ важнейшего барьера безопасности, трубопроводов КМПЦ из нержавеющей стали, и обеспечивается его надежность на весь назначенный срок эксплуатации.

Таким образом, использование предлагаемого способа позволит повысить оперативность оценки коррозионной активности теплоносителя в технологическом контуре энергоблока атомной станции и эффективность действий за счет своевременного проведения компенсирующих мероприятий по управлению процессами коррозии и обеспечить надежность работы оборудования.

Способ управления скоростью коррозии оборудования ядерного уран-графитового реактора путем измерения значений электрохимического потенциала, удельной электропроводимости теплоносителя, автоматического усреднения указанных параметров и сравнения их с нормируемыми значениями, отображения результатов сравнения на мнемосхеме экрана монитора, оценки качества водно-химического режима и проведения действий, направленных на оптимизацию скорости коррозии, отличающийся тем, что значения электрохимического потенциала и удельной электропроводимости отображают в виде точек на двухпараметрической номограмме с координатами "электрохимический потенциал - удельная электропроводимость", разделенной на зоны А, В, С, характеризующие разные степени коррозионной активности теплоносителя в соответствии с режимом эксплуатации, при нахождении координат точки в зоне А действия не производят, - в зоне В производят, в течение регламентированного времени, регулировку параметров теплоносителя путем настройки деаэраторов для снижения концентрации кислорода в питательной воде и снижения удельной электропроводимости в системах очистки воды, питательной и продувочной, подключают резервные фильтры со свежей или регенерированной смолами, а работавшие выводят на регенерацию, - в зоне С производят останов энергоблока.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к технологии вывода из эксплуатации канальных уран-графитовых реакторов. .

Изобретение относится к медицинской технике, а именно к устройствам для лучевой терапии злокачественных опухолей быстрыми нейтронами. .

Обшивка // 2384901
Изобретение относится к крепежной технике и предназначено для использования при проведении монтажных и демонтажных работ по закреплению плит биологической защиты от радиационного фона в отсеках трюмных помещений сложной конфигурации и находящихся в затесненных условиях корабельной ядерной энергетической установки (ЯЭУ).

Изобретение относится к крепежной технике и предназначено для использования при проведении монтажных и демонтажных работ по закреплению плит биологической защиты от радиационного фона в отсеках трюмных помещений сложной конфигурации и находящихся в затесненных условиях корабельной ядерной энергетической установки (ЯЭУ).

Изобретение относится к опорно-защитным устройствам на судах с атомной паропроизводящей установкой (АППУ) во время перезарядки ядерного реактора. .

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в конструкциях элементов из бериллия для отражения и замедления нейтронов в ядерных реакторах.

Изобретение относится к ядерным паропроизводящим установкам с преимущественным использованием в первом контуре жидкометаллического теплоносителя свинец-висмут.

Изобретение относится к ядерным паропроизводящим установкам с преимущественным использованием в качестве теплоносителя первого контура жидкометаллического теплоносителя.

Изобретение относится к атомной технике и предназначено для удержания свежих тепловыделяющих сборок (СТВС), загруженных в реактор, в крайнем нижнем положении. .

Изобретение относится к ядерным паропроизводящим установкам (ЯППУ) с преимущественным использованием в качестве теплоносителя первого контура жидкометаллического теплоносителя (ЖМТ).

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к выводу из эксплуатации реакторов по варианту захоронения на месте, а более конкретно к технологии заполнения труднодоступных реакторных пространств сухим сыпучим барьерным материалом. Способ включает подачу барьерного материала в заполняемый объем через направляющую трубу под собственным весом. Перемещение барьерного материала в горизонтальном направлении осуществляют струей сжатого воздуха. Параллельно направляющей трубе проложен воздуховод с форсунками, расположенными ниже торца направляющей трубы. Форсунки формируют горизонтальные потоки сжатого воздуха, которые увлекают частицы барьерного материала и перемещают их от подающей трубы к периферии заполняемого пространства. Предложенный способ позволяет равномерно распределять сыпучий материал в недоступных полостях металлоконструкций реактора и тем самым создавать бесполостной барьер, обеспечивающий сорбцию радионуклидов при выводе из эксплуатации реакторов по варианту захоронения на месте. Технический результат - создание бесполостного барьера без использования шнековых устройств. 1 ил.

Изобретение относится к боковому отражателю нейтронов ядерного реактора. Блок отражателя нейтронов содержит первую часть и вторую часть. Первая часть содержит первую торцевую поверхность и расположенные с противоположной стороны промежуточные уступы, отстоящие от первой торцевой поверхности. Первая торцевая поверхность и промежуточные уступы ограничены отстоящими друг от друга боковыми поверхностями и отстоящими друг от друга верхней и нижней поверхностями. Вторая часть выступает из первой части между промежуточными уступами и содержит отстоящие друг от друга боковые поверхности и отстоящие друг от друга верхнюю и нижнюю поверхности. Боковые поверхности второй части отстоят друг от друга на меньшее расстояние по сравнению с боковыми поверхностями первой части. Кроме того, вторая часть содержит вторую торцевую поверхность, расположенную противоположно первой торцевой поверхности. Технический результат - снижение внутренних напряжений в боковом отражателе реактора. 3 н. и 11 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к технологии вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов. В способе бесполостного заполнения реакторных пространств при выводе из эксплуатации реактора по варианту захоронения на месте выбирают тракт технологического канала, через который будут заполняться полости. Предварительно тракты подготавливают для свободного перемещения шнека. В выбранный тракт вставляют шнековую трубу и соосно внутрь трубы помещают шнек. В ближайший тракт технологического канала устанавливают виброштангу. В верх шнековой трубы подают сыпучий барьерный материал. С помощью шнека под давлением продвигают барьерный материал в заполняемую полость. Одновременно с помощью вибрации от колебаний виброштанги и работы шнека создают условия для раздвигания образующегося «холма», уплотнения материала, обтекания препятствий и стенок. Технический результат - возможность формировать сплошные барьеры безопасности достаточной постности для сорбции и ограничения миграции радионуклидов при выводе из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора по варианту захоронения на месте. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх