Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Анализ влияния проблем надежности оборудования реакторной установки энергоблоков РБМК-1000 на управление сроком службы ас и безопасность персонала 13
1.1. Управление процессами старения АС 13
1.2. Пути обеспечения надежности и безопасности действующей ЯЭУ 26
1.3. Задачи исследования (цели работы) 36
Глава 2. Повышение безопасности и восстановление работоспособности элементов реакторной установки энергоблоков РБМК-1000 44
2.1. Разработка элементов защиты ядерного канального реактора 44
2.2. Восстановление работоспособности температурного компенсатора тракта технологического канала 51
Выводы по главе 2 59
Глава 3. Повышение эффективности использования ядерного топлива 60
3.1. Повышение эффективности топливного цикла 60
3.2. Повышение эксплуатационной надежности ТВС РБМК-1000 63
Выводы по главе 3 78
Глава 4. Повышение надежности элементов реакторной установки энергоблоков РБМК-1000 в аспекте проблемы продления срока службы энергоблоков с реакторами РБМК 80
4.1. Анализ влияния параметров эксплуатации на надежность элементов РБМК 80
4.2. Деаэрированный пуск 91
4.3. Система измерения электрохимического потенциала коррозии нержавеющей стали в КМПЦ 96
Выводы по главе 4 102
Глава 5. Разработка комплексной технологии подготовки рабочих мест перед ремонтом оборудования КМПЦ 103
5.1. Снижение уровня газоаэрозольных выбросов ш1 как фактор повышения безопасности эксплуатации энергоблоков АЭС с РБМК-1000 при продлении срока их службы 103
5.2. Разработка способа управления канальным реактором рбмк при останове 105
5.3. Технология снижения мощности доз гамма-излучения на рабочих местах перед ремонтом оборудования КМПЦ 119
Выводы по главе 5 130
Выводы 131
Список литературы 133
- Пути обеспечения надежности и безопасности действующей ЯЭУ
- Восстановление работоспособности температурного компенсатора тракта технологического канала
- Повышение эксплуатационной надежности ТВС РБМК-1000
- Система измерения электрохимического потенциала коррозии нержавеющей стали в КМПЦ
Введение к работе
Актуальность проблемы. В настоящее время многие объекты ядерно-промышленного комплекса и первые блоки атомных станций выработали свой ресурс или подошли к 30-ти летней границе назначенного срока эксплуатации.
Встал принципиально новый вопрос об управлении сроком службы АС, который включает в себя комплекс работ, объединяющий в единый непрерывный процесс модернизацию, продление эксплуатации, обращение с отработавшим ядерным топливом, отходами и вывод из эксплуатации АС с РБМК. Главным при этом является совершенствование технологических процессов для предупреждения отказов оборудования и обеспечения безопасности.
При получении долгосрочной лицензии на дальнейшую эксплуатацию необходимо показать, что энергоблок АС на момент завершения назначенного срока службы находится в работоспособном состоянии с приемлемым уровнем безопасности в соответствии с современной нормативной базой. Количественная оценка безопасности предусматривает разработку вероятностных моделей развития аварийных ситуаций и способов их предупреждения. Учитывая сложность и многообразие процессов, приводящих к отказу элементов оборудования, вероятностные показатели надежности получают, как правило, путем статистических испытаний и обобщения опыта эксплуатации. Вследствие сложности получения статистической информации актуальность приобретает моделирование физико-химических процессов, протекающих в элементах оборудования с целью поиска взаимосвязей между отдельными физико-химическими явлениями и процессами, приводящими к отказу оборудования.
Помимо работоспособности и безопасности эксплуатации блоков АС в проблеме управления сроком службы существенным фактором является экономическая эффективность эксплуатации за пределами назначенного срока службы. Важной характеристикой экономической эффективности является глубина выгорания топлива. Повышение глубины выгорания приводит к сни-
жению стоимости электроэнергии за счет уменьшения затрат на приобретение ядерного топлива. Решение проблемы повышения надежности оболочек твэлов и темпов их разгерметизации в режимах нормальных условий эксплуатации и останова имеет следствием увеличение безопасности эксплуатации энергоблоков АС и экономической эффективности. Эти же цели преследует решение вопросов повышения надежности элементов реакторной установки РБМК-1000: тракта технологического канала, защиты плато реактора, контроль сварных соединений нержавеющих трубопроводов.
С 2000 г. на АС внедрены более жесткие нормативы радиационной безопасности НРБ-99, что вызывает необходимость дальнейшей минимизации мощности доз радиации от оборудования. Повышение надежности оборудования и безопасности персонала является необходимым компонентом комплекса работ по УСС, что соответствует приказу Министра по атомной энергии №599 от 9 сентября 1998 г. о признании внедрения технологии УСС АС приоритетным направлением деятельности.
Это определяет актуальность настоящей диссертационной работы, которая посвящена разработке и обоснованию научно-технических решений по обеспечению эффективности, надежности и безопасности АС с РБМК при продлении их срока службы.
Цели работы:
Анализ и исследование проблем надежности элементов и систем РБМК-1000 в связи с задачей управления сроком службы ЛАЭС.
Установление механизмов образования дефектов и разработка способов повышения надежности ряда элементов и систем РБМК, относящихся к барьерам безопасности.
Разработка научных и технических решений по модернизации оборудования РБМК.
Повышение экологической безопасности, снижение поступления радиоактивного йода в окружающую среду, разработка комплексной технологии
подготовки рабочих мест перед ремонтом КМПЦ. Методика проведения работы.
Методика исследований заключалась в последовательном выполнении следующих этапов:
детерминистский анализ безопасности и надежности отдельных элементов и систем АС,
рассмотрение потоков отказов и выявление действующих факторов,
выбор модели описания процессов, приводящих к снижению надежности элементов и систем,
разработка конструкторских и технологических решений для предупреждения отказов повышения безопасности, экологичности и экономичности АС.
Научная новизна состоит:
в определении комплекса ключевых проблем для обеспечения надежности, безопасности и экономической эффективности эксплуатации энергоблоков АЭС при продлении сроков их службы;
в создании на основе теории надежности моделей образования дефектов оборудования КМПЦ РБМК-1000, впервые количественно описывающих влияние показателей качества ВХР на надежность элементов оборудования;
в выявлении ключевых факторов, влияющих на надежность ряда элементов конструкции РБМК, определении причин деградации элементов защиты реактора, оболочек твэлов, трубопроводов КМПЦ, температурных компенсаторов технологических каналов, на основе чего разработаны и реализованы способы их модернизации;
в установлении условий и ограничений, оптимизирующих перестановки топливных сборок в процессе эксплуатации реакторов РБМК,
в установлении на примере блоков ЛАЭС количественных законо-
мерностей влияния режима эксплуатации реактора на дозовые затраты персонала и выброса 1311.
Достоверность. Достоверность полученных результатов подтверждена эффективностью практического использования технических решений на АС.
Практическая значимость работы. Для реализации комплекса работ по продлению срока службы энергоблока АС необходимым условием является обеспечение надежности, безопасности и экономической эффективности. Разработанные технологии позволили повысить надежность и безопасность барьеров безопасности (оболочек твэл, оборудования КМПЦ), снизить мощности доз перед ППР и КПР РУ РБМК-1000.
Автором разработаны и внедрены на ЛАЭС:
способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора,
способ восстановления работоспособности температурного компенсатора ТК,
программа по управлению ресурсными характеристиками элементов (систем) энергоблоков ЛАЭС,
технология снижения мощности доз на рабочих местах при проведении ремонтов оборудования КМПЦ,
по итогам разработок внедрено 5 патентов РФ.
На защиту выносятся:
Результаты анализа надежности и безопасности элементов оборудования РУ с РБМК-1000.
Модели образования дефектов элементов оборудования РУ РБМК-1000.
Способы восстановления работоспособности элементов реакторной установки.
Решение по повышению эффективности топливного цикла ядерного канального реактора.
Технологические решения по повышению эксплуатационной надежно-
сти ТВС и трубопроводов КМПЦ.
6. Комплексная технология снижения дозозатрат.
Апробация работы. Результаты работы изложены в 11 статьях, 6 докладах, защищены 9 патентами РФ. Отдельные результаты докладывались на конференциях по УСС (Санкт-Петербург, 1999, 2000 гг.), ВХР (Москва 2001 г.), безопасности АЭС (Санкт-Петербург, 2001, 2003), ВХР АЭС (Авиньон-2002), надежности (The 7 International conference material issues in design, manufacturing and operation of nuclear power plants equipment. 17-21 June 2002, Prometey, St.-Petersburg).
Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, 5 глав и выводов. Изложена на 142 страницах, иллюстрирована 45 рис., 11 табл. Список литературы содержит 86 наименования.
Пути обеспечения надежности и безопасности действующей ЯЭУ
Безопасность атомных электростанций (АС) основана на концепции глубоко эшелонированной защиты, сформулированной в [1-4,7]. Учитывая исключительную роль этого подхода в обеспечении безопасности объектов атомной энергетики, целесообразно рассмотреть основные положения данной концепции.
Прежде всего выделим несколько основных понятий из области безопасности АС, которые необходимы для дальнейшего изложения проблемы. Определения соответствуют нормативному документу "Общие положения обеспечения безопасности атомных станций" (ОПБ-88) [13]. Под безопасностью АС понимают "свойство АС при нормальной эксплуатации и в случае аварий ограничивать радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду установленными пределами". Радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду формируется в результате выбросов в атмосферу, сбросов в водоемы, протечек внутри АС радиоактивных веществ и т.п. при нормальной эксплуатации и авариях.
Согласно ОПБ-88 аварией называют "нарушение эксплуатации АС, при котором произошел выход радиоактивных продуктов и/или ионизирующих излучений за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации границы в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации". Каждая авария характеризуется: исходным событием (т.е. единичным от казом в системах АС, внешним событием или ошибкой оператора, которые приводят к нарушению нормальной эксплуатации), путями протекания аварии (т.е. последовательностью состояний систем и элементов АС при развитии аварии) и последствиями. Основные принципы обеспечения безопасности регламентированы в [13-16] и предполагают применение физических барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду. На каждом реакторе есть четыре основных барьера на пути выброса радиоактивности в случае аварии: - топливная матрица, предотвращающая выход продуктов деления (за счет высокой точки плавления и химической стабильности); - оболочки тепловыделяющих элементов; - система первого контура реактора, целостность которой обеспечивается выбором соответствующей толщины стальных корпусов и трубопроводов, а также контролем и проверкой компонентов на утечки и трещины; - на АС с РБМК система прочно-плотных боксов. Каждый барьер препятствует радиоактивным выбросам из активной зоны реактора. Принято считать, что выброс радиоактивных веществ в окружающую среду возможен только тогда, когда будут разрушены все эти барьеры.
Для предотвращения таких разрушений и уменьшения их последствий ОПБ-88 предусматривает систему технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности. Для действующих АС предметом нашего внимания являются: - обеспечение мер по предупреждению отказов по общей причине; - обеспечение принципа "внутренне присущей безопасности", основанного на использовании фундаментальных физических и химических свойств компонентов с установлением отрицательных обратных связей в технологических процессах; - реализация принципа единичного отказа, предполагающего установление такой структуры систем безопасности, при которой она должна выполнить заданные функции при любом исходном событии, требующем ее работы, даже при наступлении независимого от этого исходного события отказа элемента системы безопасности; - мероприятия, направленные на предотвращение перерастания исходных событий в проектные аварии, а проектных аварий - в запроектные. Реализация принципа единичного отказа позволяет при проектировании АС выбрать кратность резервирования систем безопасности таким образом, чтобы при отказе любой системы АС, ошибке персонала или внешнем событии (природных явлениях, падениях самолетов и т.п.) каждая система безопасности смогла выполнить свою специфическую функцию безопасности даже при наступлении отказа в системе безопасности.
При эксплуатации блоков ЛАЭС это потребовало модернизации ряда элементов реактора и технических средств обеспечения безопасности. Следует подчеркнуть, что неидентичность (в смысле надежности) каналов (элементов) систем безопасности в любых резервированных системах является самостоятельным фактором повышения безотказности систем [17,18]. Обеспечение безопасности АС предусматривает разработку и поддержание в работоспособном состоянии систем обратной связи: "эксплуатация" -"проектирование, конструкции, надзор, изготовление" путем сбора и анализа информации о нарушениях (инцидентах) в работе АС, авторского надзора и других организационно-технических процедур. Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ) разработаны рекомендации по выполнению такого анализа [19]. В соответствии с мето дикой ASSET [19] каждое нарушение должно быть своевременно расследовано с привлечением органов надзора и выявлен "виновник" нарушения: оборудова ниє (О), персонал (П) или документация, алгоритм, процедура (Д).
Анализ событий по методике ASSET позволяет классифицировать каждое событие по степени тяжести и по возможным последствиям с помощью специальной международной шкалы INES [20]. Все организационно-технические меры структурированы и ранжированы в [4] по пяти уровням защиты физических барьеров. Первый уровень защиты предусматривает реализацию консервативного подхода, обеспечение качества и культуру безопасности и затрагивает все системы и элементы атомной станции и все эксплуатационные процедуры. Второй уровень защиты включает управление при нарушениях нормальной эксплуатации и относится к системам, обеспечивающим нормальную (безопасную) эксплуатацию. Третий уровень защиты предусматривает предотвращение развития отказов оборудования и ошибок персонала в проектные аварии, а проектных аварий в запроектные, если предыдущие уровни оказались неэффективными. Этот уровень защиты относится к системам безопасности АС. Четвертый и пятый уровни защиты относятся к управлению аварией и являются весьма специфичными. Главная идея концепции глубоко эшелонированной защиты состоит в том, чтобы обнаруживать и предотвращать развитие нежелательных процессов на самых ранних стадиях. В соответствии с [3] - это управление ресурсными характеристиками. Чем эффективнее реализация концепции глубоко эшелонированной защиты, тем меньше вероятность развития событий, затрагивающих уровни защиты выше второго.
Восстановление работоспособности температурного компенсатора тракта технологического канала
В процессе эксплуатации ядерного уран-графитового реактора в результате радиационно-термических воздействий в графитовых блоках происходит объемная радиационная усадка, которая приводит к значительному сокращению геометрических размеров активной зоны реактора. По результатам контроля, проведенного на Ленинградской АЭС, установлено уменьшение линейного размера высоты колонн графитовой кладки реактора до 130 мм за 17 лет эксплуатации. Это явление снижает надежность работы и безопасность реактора [32].
В ядерных уран-графитовых реакторах предусмотрен конструктивный узел, выполняющий функцию температурного компенсатора. Температурный компенсатор выполнен в виде телескопического соединения верхнего трубного тракта и соединительного патрубка. Рабочий ход температурного компенсатора равен величине 220 мм. Указанный параметр является одним из основных критериев, определяющих длительность эксплуатации реактора. Радиационная усадка кладки на величину, соответствующую рабочему ходу температурного компенсатора и более, недопустима, т.к. приведет к нарушению соосности верхнего трубного тракта и канала колонны графитовой кладки реактора.
Научно-техническая суть проблемы сводилась к тому, что в ограниченном пространстве необходимо было в определенном порядке, синхронно провести ряд манипуляций с металлическими конструкциями, графитовой колонной и вновь устанавливаемыми компенсирующими усадку деталями. Ниже описаны устройства, технологии и пути их последовательного усовершенствования в ходе проведения восстановительных работ на блоках ЛАЭС.
Техническое решение, позволяющее выполнить работы по восстановлению работоспособности температурного компенсатора тракта технологического канала ядерного уран-графитового реактора разработано в комплексе с инструментом для восстановления работоспособности компенсатора [33-36].
В разработанном нами способе восстановления работоспособности температурного компенсатора тракта технологического канала ядерного уран-графитового реактора, выполненного в виде телескопического соединения верхнего трубного тракта и соединительного патрубка, закрепленного на верхней защитной плите графитовой кладки реактора, предложено в канал графи 53
товой кладки вводить полую штангу с разжимаемой цангой и манипулятор. С помощью штанги приподнимают и фиксируют положение кладки и в зазор, образовавшийся между опорной плитой кладки и стаканом, закрепленным в нижней металлоконструкции, составляющих нижний тракт, манипулятором устанавливают опорные сегментные вкладыши с характерными поперечными размерами меньше диаметра канала кладки, на которые затем опускают кладку [37]. Кроме того, предложено опорные сегментные вкладыши в канал графитовой кладки вводить сверху через полость штанги и со стороны ее нижнего торца, причем высота вкладышей должна составлять 0,4 - 0,6 величины рабочего хода температурного компенсатора.
Тракт технологического канала (рис.2.3) состоит из верхнего трубного тракта 31, укрепленного в верхней металлоконструкции 32, соединительного патрубка 33, закрепленного на верхней защитной плите 34, канала, образованного колонной блоков 35, графитовой кладки и нижнего тракта, состоящего из опорной плиты 36, установленной на стакан 37, укрепленный в нижней металлоконструкции 38. Между опорной плитой 36 и стаканом 37 установлены опорные сегментные вкладыши 16.
Устройство для установки опорных сегментных вкладышей под колонну графитовых блоков (рис.2.4) содержит силовую 10 и рабочую 11 штанги. Силовая штанга 10 выполнена из двух труб - наружной 12 и внутренней 13, помещенных одна в другую. Рабочая штанга 11 также выполнена из двух труб - наружной 14 и внутренней 15, помещенных одна в другую. Причем рабочая штанга 11 размещена внутри силовой 10. Наружная труба 12 силовой штанги 10 в нижней части содержит цангу 16, в верхней - соединена с поршнем 17 пневмоцилиндра 18. Внутренняя труба 13 силовой штанги 10 в нижней части снабжена конусом 19, который управляется рычагом 20, расположенным в верхней части внутренней трубы 13. Наружная 14 и внутренняя 15 трубы рабочей штанги 11 в нижней части снабжены системой рычагов, которые присоединены к трубам 14 и 15 шарнирно. Наружная труба 14 в нижней части сод ер 54
жит 4 пары (по количеству вкладышей) параллельных рабочих рычагов 21, а внутренняя труба 15 -четыре направляющих рычага 23, к которым крепятся посредством шарниров держатели 22. Причем четыре направляющих рычага 23 крепятся шарнирами к четырем рабочим рычагам 21. Держатели 22 имеют три Г-образных зацепа 24 и откидной упор 25, посредством которых к держателям 22 крепятся четыре опорных сегментных вкладыша 7 (рис.2.5), содержащих три отверстия 26, посредством которых они крепятся к зацепам 24 держателя 22, и углубление 27 для откидывания упора 25. Верхняя часть рабочей штанги 11 снабжена рычагом управления 28, которым управляется система рычагов 21, 23.
Тракт технологического канала с установленными опорными сегментными вкладышами (обозначения в тексте) Рис.2.4. Тракт технологического канала с устройством для установки опорных сегментных вкладышей под колонну графитовых блоков (обозначения в тексте) в- В
Технология установки опорных сегментных вкладышей под колонну графитовых блоков состоит из следующих элементов и манипуляций.
Устройство для установки опорных сегментных вкладышей подвешивают (рис.2.4) с помощью грузоподъемного крана (на рис. не показан). Комплект основных сегментных вкладышей 7 насаживают отверстиями 26 на Г-образные зацепы держателей 22, прижимают к ним и сдвигают вверх. В конце хода происходит фиксация опорных сегментных вкладышей 7 откидным упором 25 держателей 22. Держатели 22 находятся в транспортном положении, т.е. прижаты к рабочей штанге 11. Устройство опускают в тракт технологического канала реактора грузоподъемным краном до упора в стакан 8 (рис.2.3). Поворотом рычага 20 поднимают внутреннюю трубу 13 относительно наружной трубы 12, при этом упором 19 разжимают цангу 16 до упора цанги 16 в опорную плиту 6, фиксируют упором 19. Подают сжатый воздух в пневмоцилиндр 18, поднимается силовая штанга 10 и поднимает опорную плиту 6 и колонну графитовых блоков на высоту h, равную величине ее радиационной усадки и удерживает в приподнятом положении. Поворотом рычага 28 разводят рычаги 21, 23 рабочей штанги 11с прикрепленными держателями 22 и опорными сегментными вкладышами 7 до упора опорных сегментных вкладышей 7 в стакан 8 и опорную плиту 6. Сбросом воздуха из пневмоцилиндра 18 опускают силовую штангу 10, при этом опорная плита 6 и колонна графитовых блоков 5 опускаются на опорные сегментные вкладыши 7. Снимают фиксацию цанги 16 конусом 19, рычагом 20. Поворотом рычага 28 рычаги 21, 23 с держателями 22 приводят в транспортное положение, т.е. прижимают к рабочей штанге 11. С помощью грузоподъемного крана устройство извлекают из тракта технологического канала.
Разработанный нами метод позволяет восстановить работоспособность температурного компенсатора тракта технологического канала, увеличить ресурс работы реактора. Метод был использован при проведении капитальных ремонтов блоков ЛАЭС.
Повышение эксплуатационной надежности ТВС РБМК-1000
В настоящее время эксплуатационная надежность твэлов реакторов РБМК существенно отличается год от года не только для различных АС, но и для разных блоков в пределах одной АС [41]. Накопленный опыт эксплуатации действующих энергоблоков с реакторами РБМК, анализ коррозионного состояния ТВС, а также последние результаты экспериментальных исследований и моделирования в области коррозии и химической технологии водного теплоносителя позволяют провести комплексную оценку ситуации с учетом производимого увеличения выгорания топлива, перехода на U-Er топливо и наметить направления переработки нормативно-технической документации по ведению ВХР АЭС на современном уровне.
С нашей точки зрения наиболее показательным и полезным для понимания проблемы влияния эксплуатационных факторов на надежность ТВС будет статистический анализ границ изменения параметров.
Следовательно, при оценке надежности ТВС необходимо учитывать и влияние качества ВХР. Важнейшими параметрами, характеризующими качество водно-химического режима, содержание примесей и, соответственно, образование отложений на твэлах и накопление активности, являются электрическая проводимость воды, величина рН и концентрация продуктов коррозии (ПК) в теплоносителе. На качественном уровне очевидно, что чем больше солесодержание и количество ПК Fe в воде КМПЦ, тем больше вероятность выхода из строя ТВС до достижения ресурсного выгорания.
Анализ совокупности этих данных (рис.3.2 и 3.3) указывает, что более 70% негерметичности, очевидно, вызвано локальным (под решеткой) перегревом оболочки, подкипа-нием воды (из-за низкого запаса по температуре и давлению) и ускоренной коррозией (в 10-100 раз более интенсивной, чем в среднем по оболочке). При извлечении эти дефекты ( 50% выборки дефектных), как правило, не видны. На исследование в НИИАР посылаются ТВС с "интересными" - видимыми дефектами, отчего возникает впечатление о ведущей роли дебриз повреждений. Ужесточение норм ВХР на пуске реактора, использование оптической системы наблюдения за примесями в теплоносителе позволит исключить дебриз повреждения. Уменьшение концентрации железа в контуре снизит вероятность возникновения газовой неплотности оболочек твэлов (которая, возможно, образуется из-за забивания дистанционирующих решеток ПК железа).
Не отвергая других механизмов возникновения первичных дефектов, покажем степень влияния ВХР на число извлекаемых дефектных ТВС. Как известно, увеличение выгорания сопровождается увеличением дефектности топлива. На рис.3.4 приведены данные по суммарному количеству дефектных ТВС, извлеченных за год на блоке по достижении заданного выгорания. Соотношение числа дефектных ТВС (2% обогащения) за год на блок АЭС (при достижении выгорания 2500 МВт-сут/ТВС) и наблюдавшихся максимальных значений границы интервала электропроводимости (интервал и усреднение по значениям для всех блоков АЭС) За основу нашего подхода была выбрана модель, связывающая надежность ТВ С с параметрами качества ВХР АЭС с РБМК-1000 и, соответственно, с коррозией ТВС [43,44,45]: п1=п.в1ежр2 ь.Л,, » (3.2) где п0 - номинальное число извлеченных из реактора дефектных твэлов при данном выгорании; Bt - среднее выгорание всех ТВС данной серии в реакторе; п, - число твэлов, извлеченных в і-той серии; VCj - вариация j-той ковариаты (в данном случае коррозии оболочки твэла) за год, определенная из серии данных; bCj - коэффициент, определяющий степень влияния j-той ковариаты на интенсивность отказов твэлов (по существу коэффициент Ьс может характеризовать вклад конструкции ТВС в ее надежность); N - число рассматриваемых параметров.
Отклонения параметров качества ВХР при нормальной эксплуатации (в стационарном режиме) от установившегося уровня носят, как правило, эпизодический непродолжительный характер. Наибольшие отклонения наблюдаются в такие переходные режимы, как пуск и останов. После длительных остановов блока без выгрузки топлива вероятность отказа твэл повышается. Хронологический анализ отказов ТВС по данным [81] показывает, что такой переходный процесс как пуск после останова на планово-предупредительный ремонт (ППР) выявляет на различных блоках РБМК от 5 до 36% негерметичных ТВС от общего числа отказов за год.
Система измерения электрохимического потенциала коррозии нержавеющей стали в КМПЦ
В ходе изучения влияния качества воды на скорость развития межкри-сталлитной коррозии нержавеющей стали под напряжением отмечены общие закономерности для нестабилизированной стали типа 304SS и стабилизированной стали типа Х18Н10Т, что позволяет (с определенными ограничениями) использовать базу данных по стали 304SS, накопленных на американских АЭС, для прогнозных оценок поведения сварных швов опускных трубопроводов РБМК-1000 в соответствии с теорией, где механизмом растрескивания является "скользящее растворение".
Данные качества водно-химического режима КМПЦ энергоблоков ЛАЭС показывают, что в том интервале температур, в котором обычно проводят предпусковые гидроиспытания, концентрация кислорода составляет более 100 мкг/кг, электропроводимость воды 0,7-1,5 мкСм/см, рН ниже 6, то есть для развития трещин по механизму МКРН существуют наиболее благоприятные условия. Кроме того, в процессе гидроопрессовок и пуска реактора может сказываться влияние хлоридов и сульфатов. Даже для более благополучных, с точки зрения качества ВХР, энергоблоков первой очереди ЛАЭС соотношение %/рН указывает на то, что солевые примеси (в пересчете на NaCl) присутствуют в концентрациях до 250 мкг/кг.
Ранее (раздел 4.2) упоминалось, что при прочих равных условиях наибольшая скорость МКРН наблюдается в интервале температур 150-200 С, что связано с увеличением растворимости окислов железа и ускорением продвижения трещины.
Для контроля за вероятностью возникновения МКРН и, соответственно, эффективности мероприятий по предотвращению трещинообразования целесообразна разработка и организация системы коррозионного мониторинга (СКМ), начиная с момента ГИ.
Теоретически контроль за вероятностью возникновения и скоростью раз вития МКРН основан на физико-химических представлениях о комплексном механизме растворения и репассивации металла при "скачке" трещины на одну ступеньку роста.
Наряду со свойствами и химическим составом сталей, определяющими склонность к МКРН, существенное влияние на инициирование и развитие МКРН определяется именно величиной стационарного потенциала, который устанавливается в данной среде, причем величина потенциала в чистой воде чаще всего связана с концентрацией растворенного кислорода. На рис.4.6 приведена зависимость потенциала стали 304SS (относительно нормального водородного электрода) в чистой (% 0,1 мкСм/см) воде при 250С в зависимости от концентрации кислорода.
Для прогнозирования возникновения и развития трещин, определения момента "наихудшего" сочетания факторов, влияющих на МКРН, целесообразно производить одновременные измерения потенциала коррозии (Екорр) и электропроводимости (%). Для диагностирования причин отклонений ВХР необходимо оперативно измерять Сог Сш в воде.
Приоритетные места установки датчиков коррозионного мониторинга ОТ или РГК - пробоотборные точки контура циркуляции, как можно ближе к участкам оборудования, подверженного повреждениям по механизму МКРН [67].
Датчик измерения потенциала коррозии состоит из рабочего электрода и двух электродов сравнения. В качестве рабочего электрода используются образцы стали Х18Н10Т.
Конструкция электрода сравнения должна обладать прочностью и допускать возможность работы в высокотемпературном (150...280 С) потоке воды и при высоком уровне ионизирующего излучения (п, у). Два электрода удовле творяют этим критериям - платиновый и циркониевый. Платиновый электрод обеспечивает термодинамически стабильную относительную оценку потенциала, когда молярное отношение растворенного водорода к сумме окислителей (02+Н202) больше, чем 2. Равновесный потенциал платинового электрода вычисляется по уравнению Нернста.
Потенциал циркониевого электрода значительно меньше зависит от концентрации окислителей (см.рис.4.7) по сравнению со стальным электродом. Датчик измерения коррозионного потенциала предназначен для контроля электрохимического потенциала нержавеющей стали при температурах 150-200 С и определения критического потенциала возникновения МКРН. Датчик поляризационного сопротивления предназначен для определения скорости равномерной коррозии металлов, высокотемпературной электропроводности и электрохимического импеданса на границе металл-раствор в процессе дезактивации. Датчик растворенных газов - моноблок "водород-кислород" предназначен для непрерывного определения массовой концентрации растворенных водорода и кислорода в теплоносителе I контура при избыточном давлении 0,1-1,0 МПа при 25 С. Датчик электропроводности предназначен для определения электропроводности воды.
1. Установлена количественная связь значений показателей качества ВХР с надежностью важнейших элементов оборудования контура КМПЦ.
2. Качество ВХР в большей степени определяется надежностью эксплуатации конденсаторной группы, эффективностью работы конденсатоочистки. Управление качеством ВХР целесообразно осуществлять на основе измерений высокотемпературных датчиков АХК.
3. Повышение надежности эксплуатации элементов оборудования РБМК возможно с использованием корректирующих технологий при ГИ, пуске, НУЭ и останове. Деаэрированный пуск внедрен на всех блоках ЛАЭС.
4. Разработаны рекомендации по совершенствованию водно-химического режима АС для снижения интенсивности повреждений (способы ведения, нормы оценки качества теплоносителя, способы контроля параметров ВХР, включая коррозионный мониторинг с применением высокотемпературных датчиков), позволяющие продлить срок надежной работы блоков РБМК.
