Содержание к диссертации
Введение
Глава 1 . Анализ фактического состояния парогенераторов, обогреваемых водой под давлением 11
1.1. Общие сведения о парогенераторах, обогреваемых водой под давлением 11
1.2. Особенности конструкции парогенераторов, обогреваемых водой под давлением 12
1.3. Анализ основных проблем эксплуатации горизонтальных парогенераторов и путей их решения 11
1.3.1. Работоспособность коллекторов первого контура 24
1.3.2. Растрескивание шпилек и их гнезд в коллекторах ПГВ-440 27
1.3.3. Коррозионно-эрозионный износ коллекторов питательной воды 29
1.3.4. Растрескивание сварного соединения № 111 29
1.3.5. Коррозионная деградация трубчатки 31
1.4. Анализ путей обеспечения проектного ресурса ПГ и его продления 37
1.4.1. Ресурс и оценка технического состояния ПГВ 37
1.4.2. Ресурс теплопередающей поверхности парогенератора 40
1.4.3. Анализ путей решения проблемы деградации ТОТ 45
1.4.4. Контроль состояния теплообменных труб парогенераторов 52
1.4.5. Определение параметров предельного состояния парогенератора 56
Глава 2. Анализ возможности оптимизации работ по замене парогенераторов 58
2.1. Обзор технологий замен парогенераторов АЭС с водо-водяными реакторами 58
2.1.1. Замена вертикальных парогенераторов АЭС с реакторами типа PWR 58
2.1.2. Замена горизонтальных парогенераторов АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 68
2.1.3. Принципиальные отличия технологии замены парогенераторов на российских и зарубежных АЭС 74
2.2. Анализ эффективности работ по замене парогенераторов энергоблока № 2 Балаковской АЭС в 1999. 2000 гг. 74
2.2.1. Общие сведения 74
2.2.2. Подготовительные работы 75
2.2.3. Особенности выполнения работ при демонтаже-монтаже ПГ 77
2.2.4. Анализ отклонений, нештатных ситуаций, задержек и их причин при проведении работ по замене ПГ 78
2.3. Сварочные работы при замене парогенераторов энергоблоков АЭС сВВЭР-1000 84
Глава 3. Исследование радиационной обстановки при замене парогенераторов и выявление путей снижения облучаемости персонала 92
3.1 Анализ радиационной обстановки при замене парогенераторов 92
3.2. Анализ опыта дезактивации ПГ реакторных установок с водоводяными реакторами 99
Глава 4. Разработка и внедрение технологических мероприятий по оптимизации процесса замены парогенераторов ПГВ-1000 110
4.1. Общие сведения 110
4.2. Разработка технологии и экспериментальная отработка устройств для ультразвуковой дезактивации элементов парогенератора 113
4.2.1. Общие сведения по ультразвуковой дезактивации 113
4.2.2. Ультразвуковая дезактивация методом сканирования 117
4.3. Оптимизация транспортно-технологических операций при замене парогенераторов 131
Глава 5. Использование аппарата нелинейного математического программирования для оптимизации сетевых графиков замены парогенераторов АЭС с ВВЭР-1000 135
Заключение 142
Список литературы 144
Приложение
- Анализ основных проблем эксплуатации горизонтальных парогенераторов и путей их решения
- Принципиальные отличия технологии замены парогенераторов на российских и зарубежных АЭС
- Анализ опыта дезактивации ПГ реакторных установок с водоводяными реакторами
- Разработка технологии и экспериментальная отработка устройств для ультразвуковой дезактивации элементов парогенератора
Введение к работе
Актуальность темы диссертации. Комплексная оптимизация работ по ремонту и замене парогенераторов (ПГ) АЭС с ВВЭР обусловлена необходимостью проведения замен ПГ с целью поддержания и продления срока эксплуатации энергоблоков АЭС с ВВЭР сверх проектного, а также:
Целесообразностью обобщения отечественного и зарубежного опыта при решении задач оптимизации работ по замене ПГ АЭС с ВВЭР.
Продолжительными простоями энергоблока при замене ПГ.
Отсутствием в доступных публикациях результатов исследований с решением задач в оптимизации работ по замене ПГ.
Возможностью совместного решения задач по снижению издержек и дозозатрат, а также сокращения до минимума продолжительности простоев энергоблоков, необходимых для работ по замене ПГ.
Цель, научные задачи. Целью исследования является обоснование и разработка методологических основ внедрения новых методов техобслуживания, ремонта и замены ПГ. Для достижения сформулированной цели необходимо решить следующие задачи при замене ПГ:
Анализ и обобщение фактических данных для отечественных и зарубежных АЭС с учетом технологии работ по замене ПГ, организационных факторов и эффективности факторов снижения радиационного параметра.
Разработка технологической оснастки и технологий для сокращения продолжительности и повышения эффективности операций при замене ПГ.
Разработка усовершенствованных методов дезактивации и оптимизации работ в части снижения дозовых затрат ремонтного персонала.
Разработка алгоритма оптимизации сетевого графика замены ПГ. Научная новизна диссертации состоит в: усовершенствовании алгоритма оптимизации сетевого графика замены ПГ; в комплексном исследовании организации всех отдельных видов работ, потенциальных путей оптимизации работ с учетом дозовых нагрузок, использование ультразвука для повышения эффективности дезактивации элементов ПГ.
Практическая ценность работы. Материалы диссертации использованы и планируются использоваться в будущем:
для выработки обоснованных предложений по оптимизации работ при замене ПГ на АЭС с реакторами ВВЭР-1000.
для конструирования оснастки, повышающей эффективность выполнения отдельных операций при замене ПГ;
для минимизации продолжительности работ по замене ПГ;
для переподготовки и повышения квалификации ремонтного персонала.
Социальная значимость состоит в минимизации дозозатрат при замене ПГ. На защиту выносятся;
методы и результаты оценки эффективности основных мероприятий
по снижению трудо- и дозозатрат при замене ПГ;
новая технологическая оснастка и усовершенствованные состав и технология работ по замене ПГ;
метод ультразвукового сканирования, при котором увеличивается глубина дезактивации и снижаются дозозатраты персонала;
алгоритм оптимизации сетевого графика замены четырех ПГ АЭС с ВВЭР-1000.
Личный вклад автора в получение научных результатов, изложенных в диссертации. Анализ радиационных и технологических характеристик при проведении работ по замене ПГ АЭС с ВВЭР, создание алгоритма оптимизации сетевого графика замены ПГ, расчетно-экспериментальные исследования радиационной обстановки, оптимизация работ при комплексной замене 4-х ПГ; использование ультразвука в технологии дезактивации элементов ПГ. Апробация работы. Основные результаты диссертационной работы и отдельные ее положения были доложены и обсуждены в 2001^-2007 на ряде Международных научно-технических конференций, семинаров и опубликованы в работах [1,2,16,36,52,68,69,71,72,74].
7 Внедрение. Отдельные материалы диссертациии использовались автором в при разработке проекта производства работ по замене ПГ на Балаковской (Бал) АЭС (1999^2000 гг.), Нововоронежской (НВ) АЭС. Публикации. Всего по теме диссертации опубликовано 18 работ, в том числе получены 4 патента РФ.
Программой деятельности Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» на долгосрочный период (2009-2015 годы) от 20.09.2008г. предусмотрены мероприятия по модернизации действующих АЭС, в т.ч. продление эксплуатационного ресурса действующих АЭС на сумму 112342млн. рублей.
Впервые замена ПГ в отечественной практике была проведена в 1987 году на блоке №2 Южно-Украинской (ЮУ) АЭС. Два ПГ были заменены за 417 суток [2]. В 1988 году на этом же блоке заменены остальные два. В период с 1987 по 2000 годы были заменены 38 парогенераторов. Основные работы по замене ПГ выполнялись силами ПО «Атомэнергоремонт» с частичным привлечением ремонтного персонала АЭС.
Процесс замены ПГ постоянно совершенствуется, сокращаются сроки выполнения работ. Тем не менее, замена ПГ является одной из наиболее трудо- и дозозатратных ремонтных кампаний. В связи с переходом отечественной атомной энергетики на НРБ-99 [3] и ОСПОРБ-99 [4] резко ужесточились требования к дозовым нагрузкам персонала, что требует принятия дополнительных мер, чтобы уложиться в новые нормативы по облучаемости. Требуется разработка и использование новых эффективных методов дезактивации, защитных материалов, внедрение дистанционных и автоматизированных устройств и т.д.
В связи с этим вопросы оптимизации работ при замене ПГ имеют важное значение как с точки зрения снижения трудозатрат, повышения КИУМ, так и минимизации дозовых затрат персонала.
ПГ является важнейшим элементом АЭС, который обеспечивает выработку пара для турбогенератора и охлаждение активной зоны реактора. ПГ реакторных установок ВВЭР являются третьим физическим барьером между радиоактивной и нерадиоактивной частью АЭС и эксплуатируются в наиболее тяжелых коррозионных условиях. В связи с этим в процессе эксплуатации должны быть обеспечены как работоспособность ПГ, так и ' межконтурная плотность для исключения попадания воды первого контура во второй контур АЭС и окружающую среду.
Предельное состояние ПГ наступает в случае невозможности выполнять им свои функции (отвода теплоты от теплоносителя и генерации сухого насыщенного пара), а таюке нарушения пределов безопасной эксплуатации (целостности защитного барьера и невозможности его восстановления).
Работоспособность ПГ является одной из важнейших составляющих безопасной эксплуатации энергоблока АЭС с ВВЭР в течение его срока службы. Ресурс ПГ блоков АЭС с ВВЭР впрямую зависит от работоспособности, пучка теплообменных трубок (ТОТ). В 1980-^90-е годы резко изменились прежние представления о надежности и долговечности ПГ АЭС. В первые годы развития ядерной энергетики среди специалистов бытовало мнение, что ПГ не будут существенно влиять на срок службы АЭС и их экономические показатели. В дальнейшем выяснилось, что они являются наиболее уязвимыми элементами паротрубной части станции,
поскольку трубные системы ПГ подвержены неблагоприятным воздействиям
\ — язвенной и межкристаллитнои коррозии, коррозионному растрескиванию ^-
под напряжением, износу под действием вибрационных нагрузок, вызываемых потоком теплоносителя и т.п. По мере накопления опыта эксплуатации выяснилось, что эти процессы решающе влияют на возникновение отказов и на коэффициент использования- установленной мощности (КИУМ) - обобщенный показатель эффективности работы АЭС.
Принятый подход к проектированию ПГ, выбор конструкционных материалов, технологии их изготовления и методов контроля пока не
9 обеспечивают достижения экономически целесообразных сроков службы АЭС — примерно ЗО-і-40 лет. Уже к концу первого десятилетия их эксплуатации оказалось, что доля вышедших из строя ТОТ ПГ велика, и необходимо сокращать интервалы между ее инспекционными осмотрами. Это ведет к увеличению простоев АЭС во время перегрузки ядерного топлива, когда проводят осмотр и ремонт ПГ. На отдельных ПГ доля дефектных трубок уже достигла пределов, требующих замены ПГ.
За рубежом на АЭС с PWR к 2007 году уже заменено более 200 ПГ из 475 действующих. На АЭС с ВВЭР-1000 из 104 ПГ - заменено 40. Замена ПГ на АЭС с PWR проводится из-за повреждений ТОТ. На АЭС с ВВЭР-1000 в 1987 -г-1992 годах 34 ПГ были заменены из-за повреждения коллекторов теплоносителя в,районе перфорации. После выяснения причин повреждений и выполнения комплекса мер, подобных случаев разрушения не встречалось. В последние годы основным элементом, определяющим, фактический срок службы ПГ на АЭС с ВВЭР, являются ТОТ. В 1999^-2004 годах шесть ПГВ-1000 были заменены по причине коррозионного повреждения металла ТОТ.
Значительное отличие в количестве заглушённых ТОТ ПГ различных энергоблоков, а также в пределах одной реакторной установки свидетельствует о различных условиях их эксплуатации. Для ряда ПГ продолжается процесс интенсивного повреждения ТОТ и требуется подтверждение остаточного ресурса ТОТ. В то же время имеются ПГ, проработавшие более 150000 часов с ТОТ в хорошем состоянии (Калининская - Клн - АЭС ).
Анализ количества ежегодно заглушаемых ТОТ ПГ показывает, что благодаря принимаемым мерам эксплуатационного и конструкторского характера в последние годы количество заглушаемых ТОТ уменьшается и проблема замены ПГ отодвигается на более поздние сроки, но не исключается. Кроме того, программа развития атомной энергетики России предполагает продление сроков эксплуатации энергоблоков АЭС, что потребует замены ПГ ряда энергоблоков с ВВЭР-1000 (например, блока №5 Нововоронежской (НВ), блока №3 Балаковской (Б л к) АЭС) [1].
В представленном исследовании рассмотрены пути решения задачи оптимизации работ при замене ПГ путем организационных мероприятий (исключения непроизводительных простоев и задержек, совершенствования вопросов организации работ по входному контролю, подготовке материалов и оборудования и т.д.), а также технологическим путем (разработкой новых приспособлений, технологий выполнения отдельных работ, внедрением высокопроизводительных устройств для резки и сварки и т.д.).
Реализация организационных и технологических мероприятий позволит сократить сроки предстоящих замен ПГ на 20-^30 суток. Для дальнейшей минимизации продолжительности замены парогенераторов разработан алгоритм расчета критического пути с одновременной оптимизацией сетевого графика выполнения поточных работ.
Анализ основных проблем эксплуатации горизонтальных парогенераторов и путей их решения
Производство рабочего пара для турбогенератора на АЭС осуществляется или в ядерных реакторах (одноконтурные реакторы), или в специальных теплообменных установках (ПГ в двухконтурных схемах). ПГ являются важнейшим элементом АЭС с реакторами с водой под давлением (ВВЭР и PWR). Исторически в США и СССР (странах, заложивших основы зарождения и развития атомной энергетики) сложились принципиально отличные схемные и конструкторские подходы к созданию ПГ. На АЭС с PWR используются ПГ вертикального, а на АЭС с ВВЭР - горизонтального типа. Оба типа ПГ удовлетворительно выполняют свои функции и обеспечивают эксплуатацию АЭС.
ПГ АЭС с ВВЭР и PWR представляет собой единичный теплообменный аппарат, в котором осуществляется передача теплоты, отводимой из активной зоны реактора теплоносителем, рабочему телу второго контура (воде, пару). ПГ, наряду с реактором, главным циркуляционным насосом и турбогенератором, относится к основному оборудованию АЭС. Из всех узлов ядерной энергетической установки, находящихся вне корпуса реактора, для ПГ наиболее труден выбор материала и технологии изготовления. Некоторые детали ПГ контактируют с теплоносителями обоих контуров и поэтому должны обладать высокой коррозионной стойкостью при двухстороннем коррозионном воздействии сред контуров.
Соединения элементов и деталей ПГ должны обеспечивать плотность, исключающую возможность протечек из одного контура в другой. Протечки теплоносителя во второй контур выше регламентных пределов недопустимы, так как турбоустановка не имеет биологической защиты и связана с окружающей средой. Попадание рабочего тела второго контура в первый (например, при гидроиспытаниях) может привести к радиационно-опасному
режиму эксплуатации реакторной установки (в результате снижения концентрации борной кислоты в теплоносителе первого контура).
Горизонтальные ПГ, применяемые на АЭС с ВВЭР, отличаются по своей конструктивной концепции от вертикальных ПГ, принятых на АЭС большинства западных стран. Их характерные отличия - это горизонтальный цилиндрический корпус, горизонтальные змеевики поверхности теплообмена, заделанные в вертикальные коллекторы первичного теплоносителя, а также использование верхней части объема корпуса для гравитационной сепарации. Принципиальной особенностью является также применение аустенитной стали марки 08Х18Н10Т в качестве материала ТОТ ПГ. Данный тип ПГ обладает рядом существенных преимуществ перед ПГ других типов, как в отношении надежности и удобства эксплуатации, так и в отношении свойств безопасности энергоблока в целом [5].
Сейчас на АЭС с ВВЭР эксплуатируются 270 ПГ горизонтального типа (162 - ПГВ-440 и 108 - ПГВ-1000). ПГ этого типа эксплуатируются на всех двухконтурных АЭС России, Украины, а также в Болгарии, Чехии, Словакии, Венгрии, Финляндии, Армении. ПГ типа ПГВ-440 на ряде АЭС эксплуатируются в настоящее время за пределом проектного срока службы 30 лет (блоки №№3, 4 НВАЭС, блоки №№1, 2 Кольской (Кол) АЭС).
Развитие конструкций ПГ для АЭС с ВВЭР в бывшем СССР шло по линии разработки однокорпусных горизонтальных вариантов с погруженной поверхностью теплообмена и встроенными сепарационными устройствами. Прототипом горизонтальной конструкции ПГ послужили ПГ Красноярской АЭС (пуск в 1957 г.) на низкое давление пара (0,1 + ,15 МПа). Эти ПГ имели горизонтальный корпус с ТОТ, заделанными в трубные доски, снабженные сильфонным компенсатором температурных расширений [6]. На этом
В шести ПГ производительностью по 230 т/час насыщенного пара под давлением 3,2 МПа, U-образные теплообменные трубки были заделаны в вертикальные коллекторы, расположенные на поперечной оси корпуса. Доступ в коллекторы для обслуживания обеспечивался снизу.
Подогрев питательной воды до температуры насыщения /s, производство, сепарация и сушка рабочего пара осуществлялись в одном корпусе. Горизонтальный корпус ПГ диаметром 3 м и длиной около 12 м, выполненный из стали марки 22К, состоит из цилиндрической обечайки и эллиптических днищ. По высоте корпус делится на две части. Верхняя предназначена для сепарации пара, а нижняя - для размещения поверхности теплообмена, выполненной из 2074 труб 021x1,5 мм средней длиной 9,5 м. Входные и выходные концы труб завальцованы с обваркой торцов в вертикальные коллекторы теплоносителя (сталь 12X18Н9Т) внутренним диаметром 750 и толщиной 75 мм. В корпус коллекторы вводятся через патрубки диаметром 1040 мм. Между стенками коллекторов и патрубками предусматривалась водяная рубашка [7].
На блоке №2 НВАЭС с реактором ВВЭР-365 были установлены 8 ПГ производительностью 325 т/час пара каждый, аналогичные ПГ I блока. Теплообменная поверхность каждого парогенератора состояла из 3664 труб 016x1,4 мм средней длиной 10,1 м.
Опыт эксплуатации ПГ первого и второго блоков НВ АЭС показал, что принятые конструкционные решения обеспечили надежную работу при всех осуществляющихся режимах. Поэтому при проектировании ПГ для1 более мощных модификаций эти решения практически были полностью сохранены.
Начиная с ПГ АЭС с ВВЭР-440 доступ в коллекторы для контроля и ремонта осуществляется сверху через фланцевые разъемы (рис. 1.2), а коллектор проходит через уровень воды. Располагаются коллекторы в разных сечениях корпуса, т.е. смещены относительно друг друга [8]. Верхний доступ для осмотра и ремонта коллекторов и мест вальцовки и обварки труб упростил обслуживание и позволил значительно сократить размеры ПГ, но усложнил конструкцию корпуса ПГ за счет дополнительных фланцевых разъемов на корпусе. Кроме того, при колебаниях уровня воды в ПГ происходит попеременное смачивание и осушка поверхности коллектора, что приводило к концентрированию примесей и коррозионному повреждению металла коллекторов, выполненных из аустенитных сталей (для ВВЭР-440). Для предохранения коллекторов от коррозионного растрескивания на их поверхности в районе уровня воды применяют защитные средства: делают наплавку металла, устраивают камеры («выгородки»).
Рост единичной мощности ПГ при ограниченных по условиям транспортабельности габаритах приводит к тому, что ТОТ таких ПГ выполняются очень тесными, с относительно малыми шагами (S/d=\,15... 1,3); кроме того, повышение мощности, как правило, сопровождается повышением тепловых и паровых нагрузок вследствие более высоких температурных напоров.
При разработке ПГ реакторной установки ВВЭР-1000 были рассмотрены различные варианты конструкций и технологических схем, включая вертикальный ПГ. Однако для изготовления был принят также тип горизонтального ПГ, несмотря на несколько, лучшие компоновочные решения по зданию реакторного отделения при вертикальном типе ПГ. Для первой реакторной установки ВВЭР-1000 (проект В-187, энергоблок № 5 Нв АЭС) были разработаны ПГВ-1000. В реакторной установке типа В-320 используются ПГ типа ПГВ-1000М (рис. 1.3), в основу которых была положена конструкция ПГВ-1000.
Конструктивно ПГ типа ПГВ-1000 практически повторяли ПГ для АЭС с реакторами ВВЭР-440, но отличались от них увеличением внутреннего диаметра корпуса (4000 мм вместо 3200 для ВВЭР-440), толщины теплообменных труб (016x1,5 вместо 016x1,4 для ВВЭР-440), числа ТОТ (11000 вместо 5536 для ВВЭР-440), более эффективными сепарационными устройствами [9]. Для уравнивания скоростей выходящего пара и равномерного распределения пароводяной смеси по паровому объему парогенератора в конструкцию ПГВ-1000 был введен погруженный дырчатый лист.
По сравнению с АЭС с ВВЭР-440 в ПГ блоков с ВВЭР-1000 температуры рабочих сред по первому и второму контуру на 20.. .30 С выше. В2 2,5 раза выше теплонапряженность ТОТ. Это предопределяет более строгие требования к ПГВ-1000М по соблюдению условий, предотвращающих возникновение и развитие процессов коррозионного растрескивания стали марки А08Х18Н10Т (трубок ПГ). В настоящее время на АЭС с ВВЭР применяются ПГ типа ПГВ-440 и ПГВ-10001. Их конструкция по сравнению с проектной претерпевала изменения и модификации в процессе эксплуатации.
Принципиальные отличия технологии замены парогенераторов на российских и зарубежных АЭС
Энергоблок № 2 Блк АЭС находится в эксплуатации с 1987 года. В 1995 году была обнаружена и отремонтирована трещина на коллекторе 2ITF-3. В планово-предупредительные ремонты 1996- 98 гг. на ПГ энергоблока № 2 при проведении ВТК были выявлены повреждения ТОТ с различной величинойнехватки металла, в том числе до 100% от толщины стенки. Теплообменные трубки с величиной нехватки металла более 75% от толщины стенки были заглушены менее 75% - допущены в эксплуатацию. Опыт эксплуатации 2ПГ-1, 3, 4 с большим количеством заглушённых ТОТ показал, что в среднем в течение одного года эксплуатации теряют герметичность 2,54% заглушек. Указанные повреждения привели к необходимости ограничения мощности реакторной установки энергоблока № 2 до 90% от номинальной (условия действия лицензии). Учитывая вышеизложенное было решено на энергоблоке № 2 Блк АЭС произвести замену всех 4-х ПГна новые - ПГВ-ЮООМ производства ОАО «ЭМК—Атоммаш», находившиеся на площадке тяжеловесов Блк АЭС (Техническое решение № 6-1-16/943 от 09.10.98). Эти ПГ изготовлены с применением гидровальцовки теплообменных трубок и относятся к 3-й группе ПГ — (Решение 320.05.ТП-391-ЗПР-1, их ресурс составляет 30 лет Приложение В соответствии с «Программой по комплексному решению вопросов эксплуатации парогенераторов действующих энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000 и ВВЭР-440, п.13», утвержденной 28.08.96 г. Президентом кон церна «Росэнергоатом», производственное объединение «Атомэнергоремонт» подготовило и представило в концерн «Росэнергоатом» проект договора № Р-2/97 от 27.12.98 по вопросу подготовки к замене ПГВ 1000 на Блк и Клн АЭС следующего содержания: «Проведение технического осмотра, дефектация, проверка комплектности имеющегося оборудования с составлением фактических затрат; переработка проекта производства работ на замену ПГ в соответствии с требованиями новых норм и правил в атомной энергетике (НРБ-96 [48], ОПБ-88/97 [49]) и специфическими условиями,на АЭС, с учетом степени оснащенности ремонтного производства запчастями, средствами технического оснащения, сварочным оборудованием, средствами контроля, грузоподъемными средствами, технологической оснасткой».
По указанию руководства концерна «Росэнергоатом» данный проект был разбит на три части: 1. Договор №97/06/441 от 28.02.97 г. «Изготовление оснастки для сварки, термообработки, дефектоскопии, для выполнения такелажных и транспортно-технологических операций при замене парогенераторов ПГВ-1000». 2. Договор №97/06/442 от 28.02.97 г. «Разработка проекта производства работ на замену парогенераторов ПГВ-1000». 3. Спецификация оборудования и материалов на Блк и Клн АЭС. Работы по указанным выше договорам были выполнены в полном объеме, в указанные сроки и оформлены актами сдачи-приемки. Разработанный проект производства работ на замену ПГ был согласован с Блк и Клн АЭС. Кроме этого ПО «Атомэнергоремонт» заключило договор № 98/05/518 от 12.08.98 г. с концерном «Росэнергоатом» на «Оказание услуг по подготовке производственно-технологической документации для замены ПГВ-1000, осуществляемой в целях обеспечения безопасной эксплуатации АЭС» на сумму 1900 тыс. рублей. Работы выполнены и оформлены в надлежащем порядке. Согласно графику планово предупредительных ремонтов основного технологического оборудования АЭС России в 1999 году останов блока № 2 был запланирован на период с 14.05.99 г. до 04.02.2000 г. (267 суток). На работы ПО «Атомэнергоремонт» по замене ПГ отводилось 210 суток. Договор на проведение работ по замене парогенераторов на блоке № 2 Блк АЭС с протоколом разногласий был подписан Блк АЭС 17.05.99 г. (№4894/ОППР-1-17/1470).
Окончательно разногласия были урегулированы только 13.07.99 г. Основные разногласия по договору в части оплаты и обеспечения командированного персонала жильем, спецпитанием, транспортом. Продолжительное время не принималось окончательное решение о замене ПГ. Распоряжение Минатома РФ №123-р о замене ПГв на блоке № 2 было подписано 20.07.99 г., практически спустя месяц после останова блока. Блок был остановлен 14.06.99 г. Персонал ПО «Атомэнергоремонт» допущен в зону 02.07.99 г., в центральный зал - 12.07.99 г. В связи с ограниченностью площади центрального зала для хранения временно демонтированного оборудования, нового оборудования для монтажа, оснастки, монтажного оборудования существует возможность держать открытым люк только над одним парогенератором (отм. 36.9). По этой причине работы по замене ПГ должны планироваться таким образом, чтобы исключить лишние перестановки оборудования, т.е. должна соблюдаться последовательность: открытие люка над ПГ-1, демонтаж ПГ, транспортировка в транспортный коридор, удаление старых ложементов, установка новых в боксе, доставка нового ПГ в бокс и установка его на временные опоры, стыковка ПГ с ГЦТ после формирования кромок ГЦТ; временное закрытие крышки люка над ПГ-1 (на время проведения работ по сварке, контролю, термообработке швов приварки ГЦТ); открытие люка над следующим ПГ (ПГ-3) для проведения работ по демонтажу-монтажу в той же последовательности; открытие люка над ПГ-1 после сдачи сварных швов приварки ГЦТ для доставки в бокс и. монтажа коллектора пара, кронштейнов гидроамортизаторов и пр., закрыв предварительно люк над ПГ-3.
Анализ опыта дезактивации ПГ реакторных установок с водоводяными реакторами
Увеличение продолжительности топливных компаний, работа энергоблоков АЭС с ВВЭР на пониженной мощности, а также проектные недостатки ведения вводно-химического режима являются основными факторами повышения накопления радиоактивных продуктов коррозии в первом контуре. Ужесточение ограничений по облучаемости персонала АЭС, расширение объема ремонтно-инспекционных работ, недостаточное оснащение автоматизированными и дистанционными средствами диагностики и ремонта не позволяют в настоящее время отказаться от проведения дезактиваций. На АЭС наиболее распространен химический способ дезактивации [17]. В этом случае контур заполняется дезактивирующим раствором (или дезактивируемое изделие погружается в ванну с раствором), который циркулирует в нем при достаточно высокой температуре (порядка 100 С). При этом значение коэффициента дезактивации не превышает 5...10. Опыт проведения химических дезактиваций первых контуров АЭС с ВВЭР показывает, что они приводят к образованию большого количества высокорадиоактивных жидких радиоактивных отходов1 и другим эксплуатационным проблемам, включая усиление коррозии из-за разрушения пассивной пленки и, как следствие, поступление большого количества продуктов коррозии в реактор с увеличением перепада давления, рост отложений продуктов коррозии на поверхностях ТВС. Поэтому решение о проведении контурной дезактивации должно приниматься лишь в случае отсутствия приемлемой альтернативы, на основе тщательного анализа возможных негативных последствий и по согласованной программе [57].
В практике эксплуатации реакторных установок с ВВЭР с целью снижения мощности дозы у-излучения и уменьшения дозовых нагрузок на персонал, при возникновении аварийных ситуаций, перед проведением ремонтных и демонтажных работ проводится дезактивация ПГ со стороны I-го контура. Удовлетворительная эффективность дезактивации достигается при условии растворения и смыва слоя радиоактивных отложений и частично окисной пленки металла, обогащенной радиоактивными продуктами коррозии, и обеспечения надежной пассивации поверхности металла. Выбор дезактивирующих рецептур и технологического регламента процесса определяются составом и структурой удаляемого материала (коррозионных радиоактивных отложений и продуктов деления), скоростью растворения железооксидных отложений компонентами рецептур, ограничениями по коррозионному воздействию на конструкционные материалы, минимальной возможностью сорбции и образования вторичных отложений, возможностью переработки по существующим технологиям обращения с жидкими радиоактивными отходами (ЖРО). В практике дезактивации ПГ и контуров теплоносителя отечественных и зарубежных АЭС применяются многочисленные рецептуры промывочных растворов и технологии, основанные на использовании двух- или трехванной обработки окислительными и восстановительными растворами. Окислительная обработка, как правило, производится кислотными или щелочными расторами перманганата калия для окисления трехвалентного хрома до шестивалентного состояния и двухвалентного железа в трехвалентное.
При этом хром выщелачивается из оксидной пленки, которая разрыхляется, что облегчает процесс последующего ее растворения. В качестве восстановительной обработки используют растворы органических кислот (наиболее часто оксиэтилидендифосфоновой, щавелевой и лимонной без добавок или с добавками окислителей) [58]. К недостаткам существующих технологий дезактивации отнесятся: отсутствие эффективных технических средств приготовления и дозирования реагентов; низкая скорость циркуляции дезактивирующих растворов; невозможность быстрого и полного дренирования отработанных дезактивирующих растворов; возможность образования и осаждения на дезактивируемых поверхностях вторичных труднорастворимых отложений оксалата Fe(II), при использовании щавелевой кислоты, а при определенных условиях — солей оксиэтилендендифосфоновой кислоты; трудности переработки ЖРО, содержащих комплексоны; отсутствие надежных критериев определения окончания этапов дезактивации ПГ. Оптимизированные или вновь разрабатываемые рецептуры растворов и принципиальные химико-технологические решения по дезактивации ПГ АЭС с ВВЭР должны обеспечивать эффективное удаление радиоактивных отложений с ТОТ, снижение мощности дозы гамма-излучения, а также обеспечивать пассивное состояние дезактивируемых поверхностей. Рецептуры не должны содержать реагентов, приводящих к сверхнормативным уровням коррозионных потерь за счет равномерной коррозии и вызывающих локальные виды коррозии конструкционных материалов, а также осложняющих переработку образующихся ЖРО. Результаты проведения дезактивации на реакторных установках ВВЭР. АЭС Ловииса, энергоблок № 2. В ППР-94 после 14-й топливной кампании была проведена дезактивация первого контура в сборе без активной зоны. Дезактивация проводилась по технологии CORD в 4 цикла. Однако последующая пассивация растравленного металла после очистки проводилась перекисью водорода (в окислительной среде), что не позволило сформировать на поверхностях достаточно устойчивую защитную оксидную пленку и привело к снижению эксплуатационной надежности топлива в течение последующих двух топливных кампаний. В течение первых двух-трех месяцев после пуска реактора в начале 15-й кампании (октябрь 1994) отмечался аномальный рост температуры на выходе из реактора. Причиной этого явления оказалось уменьшение потока теплоносителя через часть ТВС вследствие роста их гидравлического сопротивления, что привело к преждевременному останову реактора. Причиной снижения расхода теплоносителя оказалось образование отложений на дистанционирующих решетках, особенно в нижней части ТВС.
Разработка технологии и экспериментальная отработка устройств для ультразвуковой дезактивации элементов парогенератора
Сосуществующие методы и средства дезактивации не всегда дают необходимый эффект, особенно, когда поверхности оборудования имеют сложные геометрические формы, посадочные места, застойные зоны, отверстия и т. п. При использовании специального оборудования, которое смогло бы выполнить дезактивацию контура ультразвуковым методом, можно получить те же значения коэффициента дезактивации как при химическим методом, проводя дезактивацию в чистой воде, расход которой не превысил бы 1,5 -г- 2 объемов контура. Используя растворы химических реагентов с концентрацией не более 1 % весовых, основываясь на экспериментальных данных, можно предполагать, что коэффициент дезактивации составит 50-М 00. Таким образом, ультразвуковая дезактивация при значительно больших значениях коэффициента дезактивации позволяет в 3 -ь 4 раза сократить объем отходов на переработку и на порядок сокращает поступление отходов вХЖО. Электрохимическая дезактивация сравнима по эффективности с ультразвуковой и достаточно часто применяется на атомных станциях. Ее используют в тех случаях, когда обычные виды дезактивации не обеспечивают необходимого снижения активности. Однако этот метод обладает рядом существенных недостатков, основными из которых являются: ? возможность выполнения дезактивации изделий только из токо-проводящих материалов; ? необходимость применения высококонцентрированных дезактивирующих растворов; ? выделение в процессе дезактивации большого количества вредных для персонала веществ; ? необходимость тщательной промывки поверхностей, подвергнутых электрохимической дезактивации, для удаления остатков дезактивирующих растворов, что затруднено для изделий сложной конфигурации; ? возможность коррозионного повреждения металла деталей и элементов дезактивируемого оборудования. Ультразвуковая дезактивация не имеет этих недостатков. С ее помощью можно выполнить дезактивацию изделий из любых материалов.
Имея соответствующее оборудование, ультразвуком можно дезактивировать изделия весьма сложной геометрической формы, исключая возможность повреждения и вредного воздействия на персонал. Ультразвуковая дезактивация является одним из наиболее эффективных методов удаления поверхностных радиоактивных загрязнений, используя дезактивирующие растворы того же состава, что и при обычной химической дезактивации, но меньшей концентрации, скорость дезактивации увеличивается в сотни раз. ультразвуковую дезактивацию можно выполнять, используя в качестве дезактивирующего раствора обычную воду, и достигать высоких коэффициентов дезактивации (вплоть до естественного фона). Однако, до сих пор ультразвуковая дезактивация не нашла широкого применения в атомной энергетике. Причиной тому является неэффективное использование ультразвука при распространенном в настоящее время ванном способе дезактивации. При излучении ультразвука от поверхности излучателя в жидкости вдоль направления распространения волны возникает интенсивное течение (акустическое течение), которое не только перемешивает раствор, но и способствует подводу к дезактивируемой поверхности свежего дезактивирующего раствора.. Переменное давление, возникающее на дезактивируемой поверхности вследствие воздействия ультразвука (акустическое давление) приводит к отслоению и разрушению пленок окислов. Наиболее важными физическими явлениями, определяющими высокую дезактивирующую способность ультразвука являются кавитация и, так называемый, «сонализ» воды. Кавитация — возникновение разрывов в жидкой среде в. виде пузырьков и последующее их схлапывание. Конечная стадия, жизни пузырька -схлопывание происходит за очень короткое время (10"8-ь 10"9 с). В результате схлопывания в, микрообъеме возникает ударная волна, мгновенные значения давления, в которой достигают десятки мегаПаскалей. Такая ударная волна может повлечь за собой механические разрушения находящихся в непосредственной близости даже самых твердых поверхностей. Наступление кавитации (порог кавитации) зависит от удельной мощности преобразователя (излучателя) и частоты колебаний. Например, для частоты 20 кГц удельная мощность преобразователя должна составлять не менее 104 Вт/м2. Для ультразвуковой дезактивации оптимальной считается удельная акустическая мощность излучателя (15 -50)х10 Вт/м". При меньших мощностях имеет место докавитационный режим. При работе преобразователя в докавитационном режиме коэффициент дезактивации незначителен и составляет примерно такие же значения, как и при химической дезактивации с интенсивным перемешиванием: То есть в докавитационном режиме работают лишь акустические течения. С наступлением порога кавитации коэффициент дезактивации быстро возрастает, однако, при увеличении акустической мощности свыше определенного значения коэффициент дезактивации начинает падать. Это можно объяснить тем, что при больших мощностях возникает большое количество кавитационных пузырьков, которые начинают отражать и рассеивать ультразвуковые колебания [63]. Кавитация вносит наибольший вклад в эффективность дезактивации -удаление поверхностных отложений. Кавитация осуществляет дробление радиоактивных загрязнений, вырванных с поверхности, что приводит к возникновению процессов эмульгирования и суспензирования, которые придают раствору коллоидные свойства. Благодаря этому, радиоактивные загрязнения удерживаются в жидкой среде, что предотвращает возможность вторичного загрязнения поверхности за счет осаждения удаленных с поверхности частиц. Однако следует подчеркнуть, что кавитационные пузырьки в большинстве своем возникают лишь на небольшом расстоянии от поверхности излучателя. При нахождении дезактивируемой поверхности вне зоны кавитационных явлений, эффективность дезактивации резко падает. Мощное ультразвуковое поле, кроме того, способно разрывать молекулярные связи и разделять молекулу воды на два иона: н+ и (он)". Поэтому скорость протекания химических реакций в водных растворах увеличивается в сотни и даже тысячи раз, т. е. ультразвук здесь выступает в качестве мощнейшего катализатора. Свою положительную роль сонализ воды играет и в процессе дезактивации [64]. Наибольший эффект ультразвуковой дезактивации получается при: 1. Удельной акустической мощности излучателя ультразвука, которая обеспечивает кавитацию в зоне дезактивируемой поверхности. 2. Максимальном приближении дезактивируемой поверхности к поверхности излучателя.
