Содержание к диссертации
Введение
ГЛАВА 1. Характеристика ленинградской аэс как объекта продления срока эксплуатации 9
1.1. Характеристика энергоблоков 9
1.1.1. Основные проектные решения и современное состояние 9
1.1.2. Технико-экономические показатели работы энергоблоков
1.2. Радиационная и ядерная безопасность 12
1.3. Радиационные технологии и производство изотопов 15
ГЛАВА 2 Нормативная база. разработка концепции и программ подготовки энергоблоков к ПСЭ 17
2.1. Основные нормативные и руководящие документы 17
2.2. Концептуальные положения ПСЭ энергоблоков 22
2.3. Разработка программ подготовки энергоблоков к продлению срока эксплуатации 24
ГЛАВА 3. Комплексное обследование энергоблоков №№1,2 и общестанционных систем для ПСЭ 26
3.1. Цель обследования. Разработка программ комплексного обследования и отчетов об их
выполнении 26
3.2. Общие результаты комплексного обследования „ 28
ГЛАВА 4. Модернизация и повышение уровня безопасности энергоблоков 30
4.1. Концепция модернизации энергоблоков 30
4.2. Этапы модернизации 31
4.3. Оценка уровня безопасности энергоблока, достигнутого в результате выполненной модернизации 39
4.4. Модернизация реакторных установок
4.4.1. Исследование состояния технологических каналов и графитовой кладки 41
4.4.2. Замена каналов и восстановление графитовой кладки реакторных установок 43
4.4.3. Перевод реакторов РБМК-1000 на уран-эрбиевое топливо 45
4.4.4. Внедрение СКУЗ-ВСО 46
4.4.5. Модернизация КМПЦ
4.4.5.1. Внедрение полномасштабной САОР 58
4.4.5.2. Модернизация внутршорпусныхустройств сепараторов пара и внедрение системы длительного расхолаживания 59
4.4.5.3. Эффективность замены РГК и создание системы ПТЗ 61
4.4.5.4. Внедрение безасбестовыхуплотнительных материалов 62
ГЛАВА 5. Управление ресурсом систем и элементов 64
5.1. Деградация элементов энергоблоков АЭС с РБМК в процессе эксплуатации и управление старением 64
5.1.1. Факторы и основные механизмы старения материалов элементов энергоблоков 64
5.1.2. Доминирующие механизмы старения. Параметры технического состояния и его оценка 71
5.1.3. Контроль и управление старением для обеспечения долговечности систем и элементов 5.2. Методология и порядок управления ресурсом систем и элементов 77
5.3. Контроль выработки проектного ресурса основного оборудования 5.3.1. Регламентные режимы эксплуатации энергоблоков 82
5.3.2. Фактические режимы эксплуатации и оценка выработки проектного ресурса основного оборудования 85
5.4. Техническое обслуживание и ремонт. Эксплуатационный контроль 87
5.4.1. Эксплуатационный контроль состояния металла элементов и оборудования СВБ 87
5.4.2. Эксплуатационный контроль ТК, КСУЗ и графитовой кладки реакторов РБМК-1000 88
5.5. Оценка остаточного ресурса и продление срока службы незаменяемых (невосстанавливаемых) элементов реакторных установок 89
5.5.1. Металлоконструкции реакторных установок 90
5.5.1.1. Краткое описание металлоконструкций 90
5.5.1.2. Оценка остаточного ресурса металлоконструкций энергоблоков №1 и №2 92
5.5.2. Графитовая кладка 95
5.5.2.1. Описание графитовой кладки 95
5.5.2.1. Деградация и параметры старения графитовой кладки в процессе эксплуатации 97
5.5.2.3. Оценка остаточного ресурса графитовых кладок энергоблоков 99
5.5.3. Обоснование работоспособности и ПСЭ строительных конструкций 103
5.6. Оценка остаточного ресурса и продление срока службы тепломеханического оборудования и трубопроводов. 104
5.6.1. Методология продления срока службы (переназначения ресурсных характеристик) тепломеханического оборудования 104
5.6.2. Разработка программ технического диагностирования 106
5.6.3. Расчеты остаточного ресурса 107
5.7. Реализация концепции «течь перед разрушением» 118
5.7.1. Основные положения концепции ТПР 118
5.7.2. Внедрение концепции ТПР на энергоблоках №1 и №2
5.7.2.1. Расчетное обоснование применимости концепции ТПР для элементов КМПЦ 122
5.7.2.2. Разработка системы эксплуатационного контроля сварных соединений и основного металла трубопроводов и оборудования КМПЦ 123
5.7.2.3. Внедрение полномасштабной системы обнаружения течи теплоносителя 124
ГЛАВА 6. Разработка и реализация мероприятий по замене оборудования, обращению с оят и рао, обеспечению радиационной безопасности при псэ энергоблоков 127
6.1. Замена оборудования 127
6.2. Обращение с ОЯТ при ПСЭ энергоблоков
6.2.1. Система длительного хранения отработавшего ядерного топлива 128
6.2.2. Анализ динамики заполнения хранилищ и обоснование возможности обеспечения временного хранения и вывоза ОЯТ при ПСЭ энергоблоков 130
6.3. Обращение с РАО при ПСЭ энергоблоков 135
6.3.1. Комплекс переработки жидких РАО 135
6.3.2. Модернизация систем обращения с ЖРО 137
6.3.3. Анализ динамики заполнения хранилищ и обоснование возможности обеспечения хранения и переработки ЖРО при ПСЭ энергоблоков
6.3.3.1. Гетерогенные ЖРО 138
6.3.3.2. Гомогенные ЖРО. 138
6.3.4. Система обращения с ТРО 140
6.3.4.1. Кондиционирование и хранение ТРО 140
6.3.4.2. Анализ динамики заполнения хранилища и обоснование возможности хранения ТРО в период дополнительного срока эксплуатации энергоблоков 143
6.4. Радиационная безопасность в период дополнительного срока эксплуатации 145
6.4.1. Система радиационного контроля 145
6.4.2. АСКРО Ленинградской АЭС 146
6.4.3. Оценка радиационной безопасности за прошедший период и при ПСЭ энергоблоков 147
ГЛАВА 7. Углубленная оценка безопасности энергоблока №1 и экономическая эффективность продления сроков эксплуатации энергоблоков первой череди ЛАЭС 152
7.1. Цели проведения углубленной оценки безопасности. Организация разработки и экспертизы ОУОБ 152
7.2. Состав ОУОБ 152
7.3. Анализ проектных и запроектных аварий 155
7.4. Вероятностный анализ безопасности 157
7.5. Экономическая эффективность ПСЭ энергоблоков первой очереди ЛАЭС 160
7.5.1. Исходные данные 160
7.5.2. Технико-экономические показатели и оценка затрат 162
7.5.3. Оценка эффективности ПСЭ 165
Заключение 169
Приложение 170
Список литературы 172
- Основные проектные решения и современное состояние
- Концептуальные положения ПСЭ энергоблоков
- Общие результаты комплексного обследования
- Оценка уровня безопасности энергоблока, достигнутого в результате выполненной модернизации
Введение к работе
Актуальность
Первый и второй энергоблоки Ленинградской АЭС вводились в эксплуатацию в Г?73 году и в 1975 году с существовавшими на тот период требованиями нормативно-технической документации (НТД) Поскольку требования по безопасности АЭС изменялись и изменяются в сторону ужесточения, для получения разрешения на дальнейи ую эксплуатацию энергоблоков по истечении проектного срока эксплуатации (30 лет) тре бу-ется модернизация их систем и оборудования, приведение его в соответствие с соврем ен-ными требованиями Эти работы потребовали научно-технического обоснования, проведения соответствующих мероприятий, разработки программ, проведения расчетных исследований, модельных и натурных испытаний элементов реакторных установок энергоблоков Они составили основное содержание настоящей диссертационной работы, аі ту-альность которой определяется следующими положениями
необходимостью продолжения безопасной и экономически эффективной эксплу іта-ции энергоблоков в течение дополнительного периода после истечения назначенного проектного срока их службы, продолжительность дополнительного периода определж тся степенью выработки остаточного ресурса невосстанавливаемых элементов с последующим безопасным выводом энергоблоков из эксплуатации,
необходимостью снижения вероятности исходных событий аварий и ослабления последствий аварий путем повышения эффективности защитных барьеров безопасности
Работы по продлению сроков эксплуатации (ПСЭ) Л АЭС были начаты в 1997 году До 2000 года в Российской Федерации отсутствовали общепринятая концепция и норматі ты, определяющие научно обоснованные методы ПСЭ объектов атомной энергетики Существовала лишь практика переназначения ресурсных характеристик отдельных видов оборудования В связи с этим при участии диссертанта были разработаны основополагающие для ПСЭ документы «Концепция продления срока службы энергоблоков №1 ЛАЭС» и «Программа подготовки энергоблоков №1, 2 ЛАЭС к продлению срока службы» Эти документы базировались на следующих принципах
учет экономического состояния региона и страны в целом, поскольку с начала ре 5ли-зации программы ПСЭ предусматривалось распространение этого опыта и на другие российские АЭС с реакторами РБМК-1000,
обязательность завершения мероприятий по ПСЭ до исчерпания назначенных сроков эксплуатации,
необходимое для получения лицензии на дальнейшую эксплуатацию обоснование работоспособности энергоблока с приемлемым уровнем его безопасности на момент зг вершения назначенного срока службы,
обоснование и обеспечение экономической эффективности дальнейшей эксплуатации энергоблоков
Целью работ по модернизации систем и оборудования является восстановление или даже улучшение их технико-экономических характеристик
В современных условиях, когда нарастает дефицит в снабжении электроэнергией многих регионов Российской Федерации, а ввод новых мощностей на электростанциях задерживается по различным, главным образом, экономическим причинам, продление срока службы атомных энергоблоков является в ряде случаев единственной альтернативой решения проблемы надежного энергообеспечения этих регионов и, в частности, Cei прозападного региона России
Цели работы
Обобщение результатов проведенных при участии автора научных исследований и разработок, выполненных в период подготовки и реализации программ ПСЭ энергоблоков №1 и№2ЛАЭС
Обобщение результатов работ по обследованию состояния оборудования и оценкам его остаточного ресурса При этом основное внимание уделено реакторному оборудованию, включая оборудование и трубопроводы контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ)
Определение количественных характеристик безопасности энергоблоков по результатам работ ПСЭ
Поиск методов и реализация управления ресурсными характеристиками оборудования
Разработка и внедрение рекомендаций по модернизации энергоблоков, проведению восстановительных и ремонтных работ
Эти цели достигнуты в работе в результате анализа проектно-конструкторской и нормативной документации по ПСЭ, участии автора в разработках и реализации программ ПСЭ и в подготовках отчетов по результатам ПСЭ
Научная новизна
Разработка научного подхода к решению задачи продления срока службы и создания соответствующих программ ПСЭ применительно к энергоблокам АЭС с реакторами РБМК проводились впервые Методическое обеспечение этих работ потребовало проведения комплексного расчетного, модельного и натурального исследования состояния оборудования на момент начала реализации ПСЭ Организация, планирование и проведение этих исследований также осуществлялись впервые При модернизации оборудования энергоблоков в целом, сопровождающей выполнение программ ПСЭ, разрабатывались и вводились новые системы и элементы систем контроля, управления и защиты реакторов, реализовывались мероприятия по снижению риска возникновения аварий и смягчения их последствий Для этого потребовалось проведение расчетных обоснований этих мероприятий, проведение испытаний вновь вводимых систем Новые научные результаты получены в виде характеристик систем, предназначенных для нормальной эксплуатации и для повышения уровня безопасности энергоблоков при возникновении аварийных ситуаций, в виде рекомендаций по их применению Важными для повышения безопасности являются результаты изучения старения элементов графитовой кладки, их деформации, снижения служебных свойств под действием потока нейтронов, результаты изучения деформаций, повреждений элементов КМПЦ, результаты многолетнего контроля эксплуатационных характеристик сосудов, трубопроводов, коллекторов КМПЦ и оборудования турбоустановок
Обнаружена четкая взаимосвязь между повреждением оболочек ТВЭЛ и организацией вывода коррозионно-активных примесей из контура циркуляции теплоносителя (продувка тупиковых зон)
Полученные результаты обследований и модернизации реакторных установок ЛАЭС (головной АЭС в серии канальных кипящих реакторов) являются новыми и могут быть использованы на других АЭС
Также впервые на основе проведенных исследований и разработок и анализе их результатов показана реальная возможность такого ПСЭ, при котором не только обеспечивается сохранение необходимых служебных характеристик оборудования, но и достигается существенное (на два порядка) повышение уровня безопасности при приемлемых затратах на реализацию программ ПСЭ При этом внимание автора настоящей работы было скон-
центрировано, главным образом, на реакторном оборудовании (технологические каналы, графитовая кладка, система управления и защиты, оборудование металлоконструкций реакторов), на оборудовании КМПЦ (коллекторы, трубопроводы) и на некоторых видах те-плообменного оборудования (деаэраторы, промежуточные сепараторы пароперегреватзли турбин и др)
Практическая значимость работы прежде всего определяется тем, что в резулы ате проведенных исследований, модернизации оборудования, внедрения мероприятий по управлению сроком его службы удалось продлить срок безопасной и экономической эффективной эксплуатации энергоблоков №1 и №2 Ленинградской АЭС минимум на 15 іет Обобщение полученных результатов и накопленный опыт позволяют уверенно проводить ПСЭ как на оставшихся энергоблоках №3 и№4, так и использовать этот опыт на др) гие АЭС концерна «Росэнергоатом» с реакторами РБМК-1000
На защиту выносятся.
заложенные в основу концепции ПСЭ принципы,
разработанные мероприятия по обследованию оборудования и его модернизации по организации всего комплекса ПСЭ, начиная от изучения предшествовавшего опыта эксплуатации и кончая составлением отчетов по выполненным работам,
результаты исследований состояния оборудования после длительной эксплуатации в условиях воздействия высоких температур, давлений и радиации,
результаты расчетных оценок остаточного ресурса элементов некоторых видов оборудования,
результаты детерминистского и вероятностного анализа безопасности энергобло <ов, достигнутые значения показателей безопасности
Личный вклад автора
Диссертация является результатом исследований и разработок, выполненных личнс автором, либо при его участии и под его руководством, а также совместно со специалист ами исследовательских, проектных, строительно-монтажных организаций, за период с 1997 года по настоящее время В том числе лично автором проведены следующие работы
- составление программ ПСЭ как в целом по энергоблокам №1 и №2 ЛАЭС, так и по
отдельным видам оборудования,
- организация комплексных обследований оборудования, предназначенного к Г СЭ,
разработка методик обследования, порядка оформления соответствующих документов,
проведение оценок ресурсных характеристик систем и элементов на базе анализа фактических режимов эксплуатации и оценок остаточного ресурса в рамках реализации <он-цепции «течь перед разрушением»,
анализ результатов модернизации и оценка достигнутого уровня безопасности энергоблоков, оценка экономической эффективности реализации программ ПСЭ,
составление годовых и окончательных отчетов по реализации ПСЭ для надзорньи органов и комиссий эксплуатирующей организации- концерна «Росэнергоатом»
Методическое обеспечение работы
Методика выполнения диссертационной работы базировалась как на анализе опыта длительной (начиная с 1973 года) эксплуатации энергоблоков ЛАЭС, так и на требованиях, вытекающих из необходимости ремонтов и модернизации оборудования, внедрения новых систем и средств безопасности, расчетно-экспериментальных исследований Соответственно, методическое обеспечение работы было следующим
анализ динамики изменений характеристик оборудования за весь период эксплуатации на основе использования данных штатного контроля и измерений, а также данных испытаний оборудования в пусковые и послеремонтные периоды,
сравнение реальных эксплуатационных и проектных (заводских) характеристик оборудования с целью оценки его качества, надежности и изыскания резервов улучшения этих характеристик (повышения производительности и т п ),
использование современных средств контроля и диагностики оборудования (ультразвуковая диагностика, цветная дефектоскопия, метод акустической эмиссии, лабораторные исследования образцов и т д) как на этапах штатной эксплуатации энергоблоков, так и при модернизации,
использование современных методов механики прочности и разрушения как при расчетных оценках остаточного ресурса, так и при испытаниях образцов и натурных элементов в лабораторных условиях,
- применение современных расчетных кодов и программных продуктов (ANSYS,
FLUENT и др) при анализе термонапряженного состояния ответственных элементов, а
также при оценках остаточного ресурса и прогнозирования срока службы
Достоверность результатов
Достоверность полученных результатов подтверждена использованием апробированных и достаточно надежных методов их получения, сравнением расчетных данных с модельными и натурными экспериментами, а также хорошим соответствием прогнозируемых и реальных характеристик оборудования и энергоблоков в целом в части их параметров, характеристик надежности и безопасности
Ряд научно-технических решений подтвержден авторскими свидетельствами и патентами, реализованными на ЛАЭС и доказавшими их эффективность
Решения по ПСЭ проходили многочисленные экспертизы (в том числе международные), их результаты и положительные оценки также отражены в диссертации
Апробация работы
Основные исходные положения разработок «Концепции» и «Программы» ПСЭ неоднократно докладывались автором и обсуждались на конференциях по ПСЭ ЛАЭС концерна «Росэнергоатом», на заседаниях технического Совета ЛАЭС и концерна, на комиссиях экспертов (в том числе международных)
Результаты работ по ПСЭ обобщены в монографии «Продление срока эксплуатации энергоблоков Ленинградской АЭС» Атомэнергоиздат, Москва, 2006 г , 528 стр (авторы Лебедев В И , Черников О Г , Ананьев А Н , Жемчугов В Г , Судаков А В , Калинин В Г , Куликова Г Г) Отдельные этапы ПСЭ описаны в книгах, выпушенных Санкт-Петербургским государственным техническим Университетом и Энергоатомиздатом при участии автора (см перечень литературы)
Структура и объем диссертации
Основные проектные решения и современное состояние
Реакторы канального типа, к которому относятся и реакторы РБМК-1000 ЛАЭС, позволяют, наряду с производством электроэнергии и тепла, осуществлять облучение нейтронами и гамма-квантами различных материалов в многочисленных «сухих» и «мокрых» каналах с различными тепловыми и нейтронно-физическими характеристиками. При этом обеспечивается возможность осуществлять загрузку и выгрузку облучаемых образцов и изделий на работающем реакторе в требуемый момент времени и поддержание на высоком уровне всех условий ядерной и радиационной безопасности. Такое облучение обеспечивает производство медицинских изотопов, радионуклидов общепромышленного назначения, «управление» свойствами различных сплавов, химических соединений, полупроводников, природных кристаллов многих других изделий. По существу такая возможность обеспечена проектными и физическими свойствами реакторов РБМК. На ЛАЭС радиационные технологии внедряются уже более двадцати лет.
В ряду радиационных технологий ЛАЭС особое место занимает крупномасштабное производство Со. Этот изотоп с высокой удельной активностью используется в мощных облучательных установках; со средней удельной активностью - в медицинских установках и препаратах. Установки могут быть использованы для стерилизации медицинских инструментов, пищевых продуктов, лекарств, косметических препаратов, стимуляции роста и урожайности сельскохозяйственных культур, обеззараживания и очистки промышленных стоков и отходов, изменения оптических свойств материалов, полимеризации углеводородных структур, интенсификации и повышения эффективности процессов фракционного разделения нефти, а также во многих других известных и экзотических технологиях. Разработаны конструкции кобальтовых сборок (поглотителей) для промышленного накопления Со. Возможности реакторов Ленинградской АЭС позволяют накапливать кобальт-60 с удельной активностью 50-100 Ки/г в объемах до 6-8 млн. Ки/год. По объему производства Со ЛАЭС вышла на второе место в мире. Это первый в России уникальный опыт крупномасштабного производства и поставок радиоизотопной продукции с энергоблоков АЭС.
На предприятии проделана большая работа по организации производства, обеспечивающего легирование полупроводниковых материалов. Уникальность этой технологии заключается в том, что получаемая высокая однородность введения легирующей примеси не может быть достигнута никаким иным металлургическим или химическим методом. Преимущество технологии, применяемой на ЛАЭС, состоит в том, что реакторы РБМК позволяют облучать слитки полупроводниковых материалов различных диаметров вплоть до 305 мм, а также обеспечить высокую производительность технологического процесса. В настоящее время на всех реакторах ЛАЭС установлены специальные каналы (по три на блок), позволяющие облучать кремний диаметром до 85 мм. Легирование кремния организовано в промышленных масштаба. В настоящее время по заказам российских и зарубежных фирм легируется около трех тонн кремния в год.
Для развития производства и перехода на легирование кремния большего диаметра, который сейчас наиболее востребован на рынке, требуется создание установки облучения материалов (УОМ), которая позволит облучать различные материалы в контейнерах диаметром до 305 мм. Реализация этого проекта позволит Ленинградской АЭС иметь единственную в мире установку, позволяющую облучать материалы такого диаметра и объема. В настоящее время выпущен проект УОМ, изготовлен комплект оборудования УОМ. Под технологией легирования кремния во всех рассмотренных случаях понимается не только облу чение в реакторе, но и операции контроля электрофизических параметров, дезактивации, проверки отсутствия радиоактивных загрязнений, транспортирования и т.д.
На основе облученного кремния изготавливается широкий ассортимент элементов радиоэлектронных устройств и приборов, силовой и интеллектуальной электроники. Внедрение на реакторах РБМК технологии по нейтронному легированию кремния является чрезвычайно актуальной и стратегической задачей. Важной особенностью этой технологии, составляющей ее экологическую привлекательность, является практическое отсутствие на выходе радиоактивных материалов. Нейтронно-легированный кремний после облучения в реакторе, выдержки в течение нескольких суток и дезактивации поверхности обретает заданные свойства и не является радиоактивным веществом.
Производство радионуклидов медицинского назначения осуществляется на ЛАЭС уже более 10 лет. Основными производимыми радионуклидами являются "Мо с) и 251. ЛАЭС полностью удовлетворяет потребности Северо-Западного региона России. Ежемесячный объем поставки препарата тТс в клиники г. Санкт-Петербурга позволяет производить до 3000 диагностических процедур. По объему выпуска радионуклидов для адресной диагностики и лечения онкологических заболеваний ЛАЭС входит в число важнейших производителей страны.
В настоящее время производится до 200 Ки/год I, который используется в диагностике и лечении широкого спектра заболеваний. По объему производства 1251 ЛАЭС входит в тройку крупнейших производителей мира.
Большим спросом на мировом рынке изотопной продукции пользуется 4С, поскольку он широко применяется в различных областях науки и техники, экологических тестах в промышленности и в сельском хозяйстве. На ЛАЭС разработана технология накопления 14С. Объем производства до 300 Ки/год.
Таким образом, осуществление различных радиационных технологий, с одной стороны, повышает экономическую эффективность предприятия и расширяет спектр выпускаемой продукции, с другой - работает на нужды населения. ЛАЭС, следуя курсу реализации радиационных технологий, фактически стала производителем не только электрической и тепловой энергии, но и широкой номенклатуры товаров и услуг, отличающихся высоким качеством и экологической безопасностью. ГЛАВА 2.
Многие страны мира начали практическое осуществление ПСЭ энергоблоков своих АЭС. Так, в США в течение ближайших 15 лет большинство АЭС достигнут 40-летнего лицензионного срока службы, назначенного на основании Закона об атомной энергии от 1954 г. Сроки действия лицензий более 40 % всех действующих АЭС США завершатся до 2010 г., первая эксплуатационная лицензия истекла в 2000 году. Для обеспечения адекватного энергоснабжения страны США, с учетом отсутствия заказов на сооружение усовершенствованных АЭС, продлевают сроки эксплуатации сверх 40 лет. В настоящее время срок эксплуатации 24 реакторов продлен до 60 лет, срок службы еще 16 реакторов будет продлен в ближайшие годы. В Великобритании ПСЭ АЭС уже приобрело рутинную форму проведения анализа безопасности и необходимого технического перевооружения, в результате чего достигается увеличение срока службы на 5-10 лет.
Нормативные подходы к ПСЭ в разных странах различаются, что обусловлено особенностями развития атомной энергетики этих стран. Так, в США, где в эксплуатации находится довольно много «старых» энергоблоков, нормативный подход отличается от подходов западноевропейских стран, например, Франции и Германии. В 1996 г. в США введен в действие новый закон о повторном лицензировании, в соответствии с которым по истечении проектного срока службы эксплуатирующая организация может обращаться за возобновлением лицензии на следующие 20 лет и т.д.
Во Франции и Великобритании нет ограничения на эксплуатацию в виде проектного срока службы. Однако действует правило, в соответствии с которым каждые 10 лет осуществляются всеобъемлющие инспекции энергоблока и даются соответствующие оценки его безопасности на основе детерминистических и вероятностных методов. По результатам этих оценок разрабатываются и внедряются мероприятия, повышающие безопасность энергоблока до уровня, удовлетворяющего современным требованиям.
Концептуальные положения ПСЭ энергоблоков
Комиссией Эксплуатирующей организации была рассмотрена и проанализирована отчетная документация, разработанная по результатам выполнения частных программ комплексного обследования элементов, систем энергоблоков и общестанционных систем ЛАЭС. Обследование фактического технического состояния элементов и оборудования выполнено в запланированных объемах.
По результатам комплексного обследования установлено: условия и режимы эксплуатации элементов и систем соответствуют требованиям Технологических регламентов по эксплуатации энергоблоков №1 и №2 ЛАЭС с реактором РБМК-1000, эксплуаационных инструкций и нормативных документов; проведенная модернизация позволила повысить надежность систем и элементов в части их безотказности и долговечности; фактическое состояние элементов, оборудования, систем, строительных конструкций зданий и сооружений соответствует требованиям эксплуатационной, проектно-конструкторской, нормативной документации с учетом внесенных в период эксплуатации изменений и позволяет их дальнейшую безопасную эксплуатацию; невосстанавливаемые элементы энергоблоков (металлоконструкции РУ, графитовая кладка, основные строительные конструкции реакторного отделения) обладают остаточным ресурсом и могут эксплуатироваться сверх 30-летнего срока; условия дальнейшей эксплуатации этих элементов необходимо определить и обосновать в рамках дополнительных исследований; принятая система ТОиР, а также ремонтная база и квалификация персонала обеспечивают восстановление и/или поддержание работоспособного технического состояния и ресурсных характеристик ремонтируемых элементов, надежную и безопасную эксплуатацию систем энергоблока; состояние, номенклатура и качество эксплуатационной документации удовлетворяет нормативным требованиям; организация, периодичность и объемы контроля технического состояния элементов и систем, эффективность методов и средств контроля обеспечивают безопасность эксплуатации энергоблоков с точки зрения предупреждения исходных событий аварий; проводимые периодические плановые проверки, опробования, испытания и обследования подтверждают работоспособность систем и элементов и выполнение их функций в полном объеме; оборудование, достигшее в период эксплуатации предельного состояния, своевременно заменялось; оборудование, важное для безопасности, имевшее назначенные ресурсные характеристики, при их исчерпании подвергалось обследованию технического состояния, по результатам которого при наличии остаточного ресурса оформлялись обосновывающие материалы и решения о переназначении ресурсных характеристик, в противном случае оборудование заменялось; обследование фактического технического состояния оборудования не выявило элементов, важных для безопасности, достигших предельного состояния; оборудование энергоблоков и общестанционных систем по экспертной оценке результатов проведенных анализов и обследования фактического технического состояния имеют остаточный ресурс, позволяющий их эксплуатацию за пределами назначенного 30-летнего срока службы энергоблоков. 2. Меры, принимаемые на ЛАЭС по увеличению свободных объемов хранилищ для ОЯТ, позволяют продолжить без ограничений эксплуатацию энергоблоков ЛАЭС в дополнительной период работы (до 2020 г. включительно). Необходимый уровень ядерной и радиационной безопасности обращения с ОЯТ при продлении сроков эксплуатации энергоблоков обеспечивается.
Система приема, временного хранения, переработки и кондиционирования жидких РАО на площадке ЛАЭС с учётом создания новых установок и реконструкции сооружений позволяет продолжить без ограничений эксплуатацию энергоблоков ЛАЭС в дополнительной период работы (до 2020 г. включительно). Необходимый уровень радиационной безопасности при обращении с ЖРО при продлении сроков эксплуатации энергоблоков обеспечивается.
Наличие свободных объемов в хранилище твердых РАО, сооружение и ввод в эксплуатацию комплекса переработки ТРО в установленные сроки и меры, принимаемые на ЛАЭС по снижению объемов образующихся отходов, также позволяют продолжать без ограничений эксплуатацию энергоблоков в дополнительной период работы. Необходимый уровень радиационной безопасности обращения с ТРО при продлении сроков эксплуатации энергоблоков также обеспечивается.
Результаты комплексного обследования подтверждают факт стабильного уровня эксплуатации энергоблоков и общестанционных систем ЛАЭС, достаточную эффективность защитных барьеров и систем очистки радиоактивных выбросов и сбросов. Радиационное воздействие Ленинградской АЭС на окружающую среду вследствие технологических выбросов и сбросов не превышает нормируемых предельных величин. Динамика изменения радиационного состояния общестанционных систем позволяет утверждать, что их дальнейшая эксплуатация, техническое обслуживание и выполнение ремонтных работ за пределами 30-ти летнего срока не повлекут за собой увеличения облучаемости персонала, населения и воздействия на окружающую среду.
По результатам комплексного обследования комиссии Эксплуатирующей организации установили техническую возможность продления эксплуатации энергоблоков №1 и № 2 Ленинградской АЭС на 15 лет - до 2018г. и 2020 г. соответственно при условии выполнения комплекса работ по обоснованию остаточного ресурса и разработке решений о переназначении ресурсных характеристи невосстанавливаемых элементов РУ и элементов СВБ, включенных в Специальные перечни элемент ов для проведения работ по ПСС.
Подробно результаты комплексного обследования, работ по обоснованию ресурса РУ РБМК-1000 и оборудования СВБ, а также по обоснованию возможности безопасного обращения с РАО и ОЯТ изложены в последующих главах.
Общие результаты комплексного обследования
В технологической части систем ЛАЭС наиболее подверженными внешним воздействиям узлами оборудования и трубопроводов, определяющими их надежность, являются сварные швы. Основными причинами дефектов сварных соединений оборудования и трубопроводов, изготовленных из нержавеющих сталей аустенитного класса типа Х18НЮ(9)Т, являются коррозионное растрескивание в околошовной зоне, зависящее от параметров рабочей среды и технологии сварки, и усталость. Развитие микротрещин в конечном итоге может привести к нарушению одного из физических барьеров безопасности. Вторым критическим узлом является гиб трубопровода, который может быть подвержен коррозионно-эрозионному износу. Третьим критическим узлом (компонентом) оборудования является исполнительное устройство, подверженное, прежде всего, механическому износу. Исполнительные устройства состоят из исполнительного органа и исполнительного механизма. Критичность исполнительного устройства объясняется следующими причинами: - корпус исполнительного органа соединен сваркой с трубопроводом (за исключением исполнительного органа СУЗ) и может являться частью физического барьера или системы безопасности; при этом сварной шов дополнительно подвержен воздействию потока рабочей среды, возмущенного исполнительным органом; - механика исполнительного устройства подвержена износу в зависимости от интенсивности срабатывания; - последствиями отказов исполнительного устройства могут являться как нарушение физического барьера, так и потеря воздействия на технологический процесс; - устранение отказов исполнительного устройства наиболее трудоемко.
К таким устройствам относятся исполнительные устройства СУЗ, отсечная, регулирующая и предохранительная арматура с их исполнительными механизмами. Для механических частей арматуры ресурс определяется числом срабатываний. Для оборудования, у которого ресурс определяется числом срабатываний, может быть обоснована процедура продления ресурса на основании анализа потока отказов при наличии необходимой статистики. Например, по арматуре имеется представительная для анализа показателей надежности выборка по числу оборудования и числу отказов.
Четвертым критическим компонентом является кабель, используемый в системах безопасности и системах, важных для безопасности. Критичность этого элемента определяется большой протяженностью кабельных коммуникаций и старением оболочки и изоляции иод действием эксплуатационных факторов. На характеристики изоляции кабеля влияют радиационное облучение, температура и влажность окружающей среды, величина тока, изменяющего тепловые параметры кабеля при эксплуатации. Для управления ресурсными характеристиками кабелей осуществляют периодический мониторинг технических параметров изоляции и проводят анализ токовых нагрузок кабелей, радиационных и температурных условий в помещениях кабельных коммуникаций.
Пятым критическим узлом являются подшипники вращающихся механизмов, подвергающиеся механическому, а иногда и коррозионно-эрозионному износу: подшипники электрогенератора, насосов ГЦН, ПЭН и др., турбины.
Шестым критическим узлом является ротор вращающегося механизма. Наиболее ответственными являются роторы генератора и турбины. Седьмой критический узел - обмотка электрических машин, прежде всего, электродвигателей насосов ГЦН, ПЭН и др., электрического генератора (старение изоляции).
В составе РБМК-1000 в качестве критических элементов, определяющих ресурс реактора, выделены металлоконструкции и реакторный графит. Радиационное формоизменение графитовых блоков и технологических каналов может привести к исчерпанию зазора между технологическим каналом и графитом, искривлению, заклиниванию, разрушению каналов и графитовых блоков. Контроль состояния графита по критерию потери зазора на ЛАЭС нами отработан и заключается в измерении внутреннего диаметра графитовой колонны, контроле проходимости и внешнем осмотре. Ресурс графита по пределу прочности определяется флю-енсом быстрых нейтронов, зависящим от средней мощности канала.
При планировании и проведении работ по управлению ресурсом оборудования необ ходимо учитывать степень влияния оборудования на безопасность энергоблока и проводить соответствующее ранжирование оборудования и элементов.
Например, накопление информации из журналов дефектов, оперативных журналов, журналов обходов и осмотров, из систем регистрации параметров «ДРЕГ» и «СКАЛОЛАЗ» и из актов расследований позволяет своевременно выявлять отклонения параметров эксплуатации от нормальных. При ранжировании оборудования необходимо проводить анализ журналов дефектов критических узлов, что позволяет проводить детальные обследования оборудования, оптимизировать объемы контроля и осуществлять прогнозирование ресурса.
Ранжирование по условиям эксплуатации позволяет установить системы, определяющие ресурс энергоблока в целом. Например, системы безопасности имеют дублирование и эшелонирование. Эти системы в основном работают эпизодически и расходуют свой ресурс с малой интенсивностью, процессы старения в них протекают, как правило, с низкой скоростью или хорошо контролируются штатными системами контроля. К таким системам относятся система аварийного охлаждения реактора (САОР), система локализации аварий (СЛА), система аварийной конденсации пара (САКП). Подтверждение работоспособности и достаточного ресурса этих систем проводится выборочными проверками с учетом анализа всех зарегистрированных в эксплуатационной документации дефектов и отказов. При этом необходимо учитывать, что надежность систем вследствие резервирования и эшелонирования значительно выше надежности ее отдельных элементов.
Оценка уровня безопасности энергоблока, достигнутого в результате выполненной модернизации
В некоторых сосудах, как уже было сказано, рабочее давление значительно меньше расчетного (ПНД, теплообменник-ожижитель, контактный аппарат установки очистки гелия, намывные перлитные фильтры и т.п.), однако значения давления гидроиспытаний по-прежнему определяли от расчетного давления. Уменьшение давления гидроиспытаний, которое было рекомендовано нами совместно с «НПО ЦКТИ», позволяет эксплуатировать сосуды в более щадящем режиме, что увеличит срок их службы.
Отдельно стоит коснуться вопроса о шпильках фланцевых разъемов некоторых сосудов. Анализ результатов расчетов шпилек фланцевых разъемов таких аппаратов, как ПНД, выпарные аппараты, намывные перлитные фильтры, бойлеры теплосети и др. показал, что напряжения в шпильках превышали допускаемые напряжения по четвертой расчетной группе категорий напряжений. Это обусловлено применением недостаточно прочных материалов или более жесткими требованиями современных Норм расчетов на прочность. Однако в шпильках не было обнаружено дефектов, препятствующих их работе. Поэтому было предложено либо заменить их, либо проводить контроль неразрушающими методами один раз в два или в четыре года, в зависимости от сосуда и уровня превышения напряжений над допускаемыми значениями.
По большинству позиций ТМО и трубопроводов энергоблоков №1 и 2 разработаны решения о ПСС на 15 лет (соответственно до 2018 г. и 2020 г включительно). Все материалы, касающиеся ПСС этого оборудования, рассмотрены и одобрены СЕМТО Ростехнадзора. По истечении указанного периода срок службы указанных элементов может быть пересмотрен на основании результатов повторного обследования и оценки остаточного ресурса.
В соответствии с действующими нормативами требуется проектировать АЭС таким образом, чтобы обеспечивался ее безопасный останов при разрыве трубопроводов первого и второго контуров любого сечения, вплоть до гильотинного разрыва трубопровода максимального диаметра с двусторонним истечением теплоносителя.
Гильотинный разрыв трубопровода происходит только тогда, когда размер предварительно существовавшей трещины увеличивается до критического. На АЭС трубопроводы с высокой запасенной энергией, как правило, изготовлены из высоковязких материалов, которые хорошо сопротивляются нестабильному росту трещины, что позволяет либо обнаружить трещину при периодическом контроле металла трубопровода до того, как она станет сквозной, либо обнаружить течь системой контроля течи до того, как размер трещины станет близок к критическому. В результате становится возможным своевременно обнаружить дефектное сечение трубы, безопасно остановить реактор, произвести последующий ремонт или замену трубопровода и тем самым исключить внезапный разрыв трубопровода. На этих фактах базируется концепция безопасности - «течь перед разрушением (разрывом)» [54 - 56J.
Для энергоблоков ЛАЭС в качестве МПА рассматривается гильотинный разрыв трубопроводов ДуЗОО (ОТ или РГК), а в качестве запроектной аварии - гильотинное разрушение напорного (или всасывающего) коллектора и трубопроводов ГЦН Ду800.
Первое положение концепции ТПР формулируется следующим образом: для трубопроводов, изготовленных из вязких материалов с соблюдением всех требований НД по проектированию, конструированию, изготовлению, монтажу и ремонту и эксплуатирующихся в соответствии с установленными правилами, не следует ожидать полного разрушения. Второе положение концепции ТПР гласит: течь через сквозную трещину должна быть выявлена задолго до того, как ее длина приблизится к критической величине, определяемой для наихудших сочетаний условий нагружения и состояния металла, при этом сама трещина будет стабильной при максимальных нагрузках на трубопровод, возможных при эксплуатации.
Методология анализа элементов КМПЦ на соответствие критериям ТПР предусматривает изучение состояния объекта и опыта эксплуатации, выполнение расчетно-экспериментального обоснования, а также обеспечение независимого резервирования в виде системы обнаружения течи теплоносителя (СОТТ) на случай появления локальной разгерметизации. Обеспечение не превышения дозовых пределов при проектных и запроектных авариях выдвигает на первый план требование предотвращения аварий на ранних стадиях развития дефектов трубопроводов, когда локальная разгерметизация (течь) не достигла критических параметров. Таким образом, концепция ТПР рассматривается как база для обоснования целостности трубопроводов КМПЦ и оптимизации их эксплуатационного контроля (в том числе с использованием эффективных неразрушающих методов). В то же время данная концепция рассматривается и в самом широком толковании - как достаточное условие для исключения максимальных проектных и запроектных аварий с большой потерей теплоносителя (LOCA). Вместе с тем удовлетворение положениям концепции не означает, что можно отказаться от таких средств защиты, как системы локализации аварий. Однако, реализация концепции ТПР позволяет отказаться от внедрения дорогостоящих защитных мер, таких, как применение ограничителей перемещений «хлыстов» трубопроводов [57J, которые должны компенсировать последствия их внезапного гильотинного разрушения (действие реактивных струй, соударение труб, летящие осколки и т.п.) и обоснованно снизить объемы и периодичность контроля состояния металла в процессе эксплуатации.
