Первый блок ЛАЭС «остановить, нельзя эксплуатировать»
Дата: 22/08/2012
Тема: Атомная энергетика


Василий Ковалев, Санкт-Петербург

На этот раз сенсации  не произошло – «скандинавы  нам нового  ничего не сказали». О том,  что «останавливается один из реакторов атомной электростанции Сосновый Бор, в связи с трещиной в графите» (с таким сообщением вышла газета  на шведском языке в Финляндии), мы  и без них знали. 


4-6 июня 2012 года в Москве проходил IV Международный форум "Атомэкспо-2012". Центральная тема форума – "Мировая атомная энергетика: год после Фукусимы".

Интервью изданию AtomInfo.Ru  дал первый заместитель генерального директора ОАО "Концерн Росэнергоатом", Владимир Асмолов:

– Мощность РБМК  не будет подниматься? – Именно так. – А причина этого? – Проблема с графитовой кладкой. Исходно деградация графита была предсказана. Она должна была начаться через 40-45 лет эксплуатации. Деградацию, которую мы видим, нельзя назвать катастрофической. Но есть тренд. И мы поняли, что если увеличим мощность, то ускорим деградацию. На первом блоке Ленинградской АЭС мы снизили мощность до 80%, чтобы дать возможность блоку проработать до появления замещающих мощностей. Мы продолжим измерять искривления каналов. Если увидим, что тренды плохие, то мы ещё сильнее снизим мощность. Не могу исключить и самого кардинального решения. После определённой дозы облучения в графитовой кладке начинается трещинообразование. Процесс сложный, но в определённый момент кладка теряет свою исходную геометрию.

Самое неприятное в этом – искривление каналов. С точки зрения теплообмена, это не так страшно, так как он сохранится на достаточном уровне при большом диапазоне искривлений. Но есть каналы с контрольными стержнями, и для них искривление недопустимо. Поэтому вопросу о деградации графита мы уделяем особое внимание.

Генеральный директора ОАО "Концерн Росэнергоатом» Евгений Романов:

– Действительно, на данный момент срок ремонта первого энергоблока Ленинградской АЭС продлен. Честно признаюсь, что ситуация на этом энергоблоке сложилась не самая простая.  Мы уже заявляли ранее о том, что там есть проблемы, связанные с изменением геометрии графитовой кладки.

В мае 2012 года первый блок ЛАЭС  остановлен на ремонт. Срок ремонта  продлен. В ИНТЕРНЕТ ползут различные слухи. Руководство концерна  «Росэнергоатом» немногословно, осторожничает, говорит дипломатично, что «тренды плохие», что происходит  «деградация графита»,  и «о непростой ситуации». Отсутствует информация и на официальном  сайте ОАО Концерна «Росэнергоатом».  

Попробуем проанализировать сами, что происходит на первом блоке  ЛАЭС.

Этот блок с первым,   построенным   и введенным в эксплуатацию в 1973 году  реактором РБМК-1000. Реактор выработал свой запредельный расчетный срок, в настоящее время остановлен, и пока  никакой опасности нет. 

Немного истории и техники. Реактор большой мощности канальный РБМК -1000 электрическая   мощность 1000 МВТ. Конструкция РБМК-1000, была разработана советским институтом НИКИЭТ из министерства Среднего машиностроения СССР. Первый реактор РБМК-1000 был построен  в 1973 году на ЛАЭС. Всего на ЛАЭС с данным типом реактора  находится в  эксплуатации четыре блока. Данный тип реактора  эксплуатируется только в России: на Смоленской АЭС – три блока, на Курской АЭС – четыре блока. Построенные во времена СССР в Украине на Чернобыльской АЭС и в Литве на Игналинской АЭС реакторы РБМК под воздействием общественности были сняты с эксплуатации.

           

 

Рис.1. Схема реакторной установки РБМК-1000
1. Активная зона  из графитовой кладки.   2. Трубопроводы водяных коммуникаций. 3. Нижняя биологическая защита. 4. Раздаточный коллектор. 5. Боковая биологическая защита.  6. Барабан-сепаратор.  7. Трубы пароводяных коммуникаций.  8. Верхняя биологическая защита.  9. Разгрузочно-загрузочная машина.    10. Съёмный плитный настил. 11. Тракты топливных каналов.   12. Опускные каналы.   13. Напорный коллектор.  14. Всасывающий коллектор.  15. Главные циркуляционные насосы.

В   технологических каналах  реактора  РБМК -1000 деминерализованная вода превращается   в водо-паровую смесь. Смесь сепарируется в барабан- сепараторах,  пар освобождался  от воды и используется   как рабочее тело турбины. Графитовая кладка реактора выполняет функции замедлителя и отражателя нейтронов  Графитовая кладка имеет цилиндрическую форму диаметром 18 м и высотой 8 м и составлена из 2488 графитовых колонн с осевыми отверстиями. Колонны набраны из графитовых блоков квадратного сечения 250 х 250 мм высотой 600 мм и опираются на опорные плиты со стаканами. Четыре крайних ряда колонн образуют по окружности кладки кольцо бокового отражателя толщиной 880 мм. Верхний и нижний слои графита кладки высотой по 500 мм выполняют функции торцевых отражателей. Сверху колонны покрыты защитными плитами.

Осевые отверстия колонн активной зоны служат для установки топливных каналов и каналов системы управления и защиты. Отверстия периферийных колонн отражателя – для каналов охлаждения отражателя   Каналы привариваются к внутренней поверхности стояков верхней плиты, а со стояками нижней плиты соединяются через сильфонные компенсаторы, обеспечивающие компенсацию  линейных удлинений канала при разогреве. Тем самым в пределах реактора формируется тракт для теплоносителя, образуемый собственно технологическим каналом и частью стояков верхней плиты выше шва приварки каналов к этим стоякам.

Рис.2. Схема фрагмента   графитовой кладки и конструкции  реактора РБМК-1000.
1. Графитовые блоки. 2. Графитовые стержни. 3. Колонна активной зоны.
4. Колонны отражателя.  5. Периферийная колонна отражателя. 6. Опорные плиты
7. Опорные стаканы.  8. Защитные плиты.   9. Фланцы.  10. Направляющие патрубки.
11. Теплозащитные экраны.

Если говорить просто, произошло все по законам ядерной  физики – «от действия потока нейтронов «атомная решетка углерода  разбухла», и, как следствие, изменилась   геометрия   графитовой  кладки. Графитовая кладка, выполняющая роль замедлителя и отражателя нейтронов, является незаменяемым и ограниченно ремонтоспособным   элементом  реактора. Она определяет ресурс работы  реактора и всего энергоблока.  Под действием нейтронного потока,  времени и температуры в процессе эксплуатации реактора  происходит старение углерода, как материала, и, как следствие, старение всей графитовой кладки. Старение  графита  выражается  в изменении геометрических характеристик  графитовой кладки.

Состояние графитовой кладки реактора РБМК-1000 определяется следующими параметрами:

Первый параметр - газовый зазор  «технологического  канала – графитовый кладки»


Рис.3. Схема   установки зазоров при установке графитовых колец 
1. Труба  технологического канала. 2. Графитовое кольцо, уставленное в  кладки. 3. Графитовое кольцо установленное на трубу.  4. Графитовая  кладка.

На циркониевую часть технологического канала надеты разрезные графитовые кольца. Эти кольца  плотно облегают трубу канала или прижаты к поверхности отверстия графитовой кладки.  Разрезные кольца обеспечивают теплопередачу от графитовой кладки к теплоносителю, протекающему в канале, и дают возможность изменяться размерам каналов.  В процессе эксплуатации реакторов типа РБМК-1000 под действием радиационного облучения, температуры,  а для технологических каналов  и давления теплоносителя происходит изменение формы канальных труб, графитовых блоков и колец. Это,  в свою очередь,  приводит к исчезновению  проектного диаметрального зазора между циркониевой трубой технологического канала и наружным графитовым кольцом,  и  появления контакта между технологическим каналом и графитовой кладкой  и,  как следствие, их «заклинивание»   трубы  в канале графитовой кладки.   При  «заклинивании»  технологического канала возникают   деформации и, как следствие,   возникают   напряжения  в графитовых блоках,  что приводит к растрескиванию блоков  и искривлению графитовой  кладки.  Эти обстоятельства приводят к сокращению срока службы реактора.  Исчерпание проектного  диаметрального  зазора между циркониевой трубой технологического канала и наружным графитовым кольцом и  исчерпание проектного диаметрального  зазора между каналом и графитовой кладкой приводит к их преждевременному растрескиванию, искривлению графитовых кладок.  Методики  измерения и контроля  величины зазоров непрямые и трудоемкие. Можно предположить, что на первом блоке  ЛАЭС  для  обоснования продления срока службы реактора проводится контроль технического состояния графитовой кладки путем проведения измерений газовых зазоров.

Второй параметр - прочность графита

Под действием нейтронного потока, а также температуры и времени  в процессе эксплуатации происходит старение графита, как материала, и, следовательно, всей графитовой кладки. 
Старение  выражается в изменении геометрических характеристик графитовых блоков, а также в ухудшении  механических и теплофизических свойств самого графита.
                   


Рис.4. Трещины в графитовых блоках по результатам осмотра при обследовании в 2008 г.  первого блока №1 ЛАЭС  и схема деформации  «разбухание» графитовой кладки за счет раскрытия трещин.

Из-за перераспределения плотности графита по объему это может привести к изменению его замедляющей способности по высоте активной зоны реактора, а также  ускоренному искривлению технологических каналов. Объективно оценить количественно последствия  разрушения графита блоков и тем более  влияние  на искривление колонн графитовой кладки реакторов РБМК-1000 не представляется возможным. Целостность графитового блока является одним из важнейших факторов, определяющих работоспособность и ресурс графитовой кладки,  поскольку её нарушение может повлиять на выполнение всех функций кладки.


             

Рис. 5. Схема  распределения температуры –Т и флюенса нейтронов – F в графитовом блоке. Характер  напряжений  и раскрытие продольной трещины.


Учитывая рекомендации Курчатовского института, еще до остановки реактора было принято решение о снижении мощности первого энергоблока до 80 % от номинала – это означало,  что критический флюенс нейтронного облучения графита снижен до допустимого флюенса  нейтронного облучения графита. (Флюенс нейтронов - величина, равная отношению числа нейтронов, падающих за данный интервал времени на нек-рую поверхность, расположенную перпендикулярно направлению распространения нейтронного излучения, к площади этой поверхности). Критический флюенс  нейтронного облучения графита,  при котором размеры образца графита  возвращаются к исходному значению, используется как определение полезного срока службы графита.  Можно предположить, что на первом блоке ЛАЭС для  обоснования продления срока службы реактора  проводится  испытание  на образцах,  взятых из разных мест графитовой кладки, и проводится определение механических и теплофизических свойств графита.

Третий   параметр - это  искривление графитовых колонн и, как следствие, искривление  технологических каналов и каналов СУЗ.

Предельно-допустимое значение искривления не обеспечивает работоспособность основных устройств, расположенных внутри активной зоны: технологических каналов с тепловыделяющими   сборками  и каналов со  стержнями системы управления и защиты.  Доказано в исследованиями, что искривление канальной трубы,  превышающее  80 мм, приведет к снижению зазора между технологическим каналом  и TBC до величины менее 1 мм и, вследствие этого, к резкому снижению теплотехнической надежности   тепловыделяющих  сборок. 

Одним из основополагающих требований безопасности АЭС является обеспечение проходимости стержней в каналах системы управления и защиты (СУЗ), с учетом  возможного искривления колонн графитовой кладки. Каналы системы управления и защиты предназначены для размещения в них регулирующих стержней системы управления,  а также для обеспечения циркуляции воды, охлаждающей исполнительные органы системы управления. Канал системы управления и защиты представляет собой сварную трубную конструкцию из циркониевого сплава и коррозионно-стойкой стали. На канал надеты графитовые втулки, обеспечивающие необходимый температурный режим графитовой колонны. На верхней части канала устанавливаются головки для крепления исполнительных механизмов и подвода к каналу охлаждающей воды. В нижней части канала установлен дроссель, обеспечивающий заполнение всей полости канала водой.

Рис.6. Схема канал системы управления и защиты:
1. Стержень-поглотитель.  2. Сильфонный компенсатор.  3. Тракт верхнего канала СУЗ.  4. Верхняя пробка  5. Сервопривод.  6. Нижняя биологическая защита. 7. Верхняя биологическая защита.   8. Дроссельное устройство.  9. Трубопровод отвода воды из канала. 10. Трубопровод подвода воды в канал.

 Ректор  РБМК -1000  имеет один  способ управления – с помощью  стержней,  когда в зависимости от положения стержней в активной зоне меняется мощность реактора.   Второй способ – борное регулирование,  когда в зависимости от концентрации  бора в  теплоносителе  меняется мощность в  одноконтурных АЭС,  отсутствует,    поскольку теплоноситель одновременно  является рабочим телом турбины.   Одним из главных требований безопасности является обеспечение проходимости стержней СУЗ в каналах с учетом возможного  искривления колонн графитовой кладки в процессе длительной эксплуатации. Без выполнения этого требования  запуск блока невозможен. Проходимость стержней СУЗ  становится определяющим  фактором для  безопасности АЭС.  На работающем на мощности реакторе постоянно в верхней части реактора находится большая группа – стержни защиты реактора с поглощающим нейтроны материалом,  которые при возникновении аварийной ситуации,    должны   со «свистом»   пройти по каналу  в активную зону и заглушить реактор.

Основным критерием, который  ограничивает  срок службы графитовых кладок, является величина стрелы прогиба  колонн кладки.  Расчетная допустимая величина прогиба колонн  составляет 50 мм,  которая будет предположительно  пройдена уже к 2014 году.  Результаты   измерения стелы прогиба каналов – это самые точные и объективные  величины, на основании которых  должно приниматься решение о дальнейшей судьбе реактора.   Измерения стрелы прогиба каналов – это прямые измерения без пересчетов и преобразований, в миллиметрах получаем величину стрелы прогиба. Можно предположить,  что на первом блоке ЛАЭС для обоснования продления срока службы реактора проводятся  измерения стрелы прогиба каналов, результаты  которых лягут в основу работы по уточнению модели поведения графитовой кладки.

Четвертый    параметр – величина  телескопического соединения трактов (ТСТ).

В  реакторах РБМК-1000 телескопический узел выполняет функцию центрирующего элемента ячейки реактора  и компенсатора перемещений сборок реактора, связанных с изменением температуры и радиационной усадкой графита. Конструктивно узел выполнен в виде телескопического соединения трактов (ТСТ). Расчетный  рабочий ход ТСТ составляет           

                                            
Рис. 7. Схема телескопического соединения трактов  (ТСТ)

Номинальное значение размера «В» 95 мм .  размера  «А» 225 мм.  у   1-го и 2-го энергоблоков ЛАЭС. Указанные размеры  является одним из основных критериев, определяющих длительность эксплуатации реактора.  Радиационная усадка графитовой колонны на величину, соответствующую рабочему ходу ТСТ и более, недопустима. С целью обеспечения безопасной работы ядерного реактора, необходимо контролировать состояние ТСТ. По  скорости  высотной усадки графитовой колонны,  можно судить о  целостности графитовых  блоков. Сохранение зацепления ТСТ во всех режимах работы реактора является требованием, непосредственно влияющим на безопасность эксплуатации, поскольку, в случае расцепления ТСТ могут возникнуть дополнительные непроектные сжимающие и изгибающие усилия на графитовые блоки и канал, что является недопустимым.  Предельно допустимое значение величины ТСТ при его измерении на остановленном реакторе рассчитывалось исходя из условий сохранения зацепления цилиндрического выступа фланца в сборе. Нельзя допустить смятие трубы верхнего тракта ТК и трубы фланца верхней биологической защиты. В этом случае может быть невозможной  расстыковка деформированных труб ТСТ. Можно предположить,  что на первом блоке ЛАЭС для  обоснования продления срока службы реактора проводятся  измерения  величины   телескопического соединения трактов и контроль его технического состояния.

Результаты измерения газового зазора «технологического канала – графитовый кладки», искривления колонн, телескопического соединения трактов, прочности графита будут основными параметрами для определения остаточного ресурса графитовой кладки.

Итак, какой вывод можно ожидать?

Согласно документу «Общие  положения обеспечения безопасности атомных станций»   (ОПБ-88/97)  ОАО "Концерн Росэнергоатом"   по результатам определения остаточного ресурса оборудования и других обоснований безопасности может ставить вопрос о продлении срока эксплуатации блока.В этом случае в установленном порядке должна быть получена новая лицензия Ростехнадзора.

Де-факто решение о продлении срока эксплуатации первого блока ЛАЭС будет приниматься на основании заключения специалистов института НИКИЭТ и Курчатовского института. Де – юре, в случае принятия решения о продлении эксплуатации, лицензию  немедленно  оформит РОСТЕХНАДЗОР РФ. Так уж случилось, что РОСТЕХНАДЗОР у нас превратился  в безвольное государственное учреждение, не влияющие на безопасность АЭС.

Но в ОАО "Концерн Росэнергоатом" есть веские  причины и обстоятельства, по которым  реактор на первом блоке ЛАЭС, «ОСТАНОВИТЬ НЕЛЬЗЯ, ЭКСПЛУАТИРОВАТЬ». На модернизацию элементов графитовой кладки  реактора для продления его срока службы истрачены сотни миллионов рублей.  
В случае останова реактора эти затраты, а также затраты на содержание остановленного блока тяжким бременем лягут на ОАО "Концерн Росэнергоатом». Невозможно  трудоустроить людей на ЛАЭС-2, так как она еще далека до завершения строительства.  

Кроме того, вывод  первого блока реактора РБМК-1000 символичен. Это  означает, что тогда наступит конец эры реакторов РБМК-1000, и, как говорится,  «стоить начать и процесс уже  пойдет сам».

Нужно помнить, что на АЭС Фукусима реакторы семидесятых годов тоже работали за расчетным  сроком службы, и также имели один способ управления мощностью реактора. На   Чернобыльской АЭС авария  произошла из-за перекосов «нейтронных потоков»  в активной зоне реактора. Кто-то решил, что эффективно строить  атомные  станции, состоящие из большого количества блоков, но оказалось, наоборот, авария на одном блоке приводит к выходу из строя  всех блоков, и действующих и стоящихся.  На Чернобыльской АЭС закрылись  все  6 блоков: 4 –действующих и 2 – строящихся.  На АЭС Фукусима все 6 блоков выведены из эксплуатации. В случае аварии на первом блоке ЛАЭС можно потерять не только  все действующие и строящие блоки ЛАЭС, а также всю атомную энергетику страны.

А вообще, остановить   первый  построенный  в СССР   реактор  РБМК-1000 – это значит,   не искушать судьбу. Важно при этом соблюсти традицию: положить на  съёмный  настил реактора  букет из  красных гвоздик и поблагодарить конструкторов и атомщиков за электроэнергию и тепло, которые были получены за долгие годы эксплуатации первого промышленного РБМК-1000. 




При подготовке статьи  были использованы следующие материалы:


1.ПРОБЛЕМЫ И РЕШЕНИЯ ПРОДЛЕНИЯ СРОКА ЭКСПЛУАТАЦИИ ОТЕЧЕСТВЕННЫХ
КАНАЛЬНЫХ РЕАКТОРОВ  Черкашов Ю.М., Петров А.А., Европин С.В., Аржаев А.И., Савченко В.А.
/ФГУП «НИКИЭТ им.Н.А.Доллежаля», Россия/, Концевой А.А., Быстриков А.А. /Концерн "Росэнергоатом", Россия

 «Способ и устройство контроля газового зазора технологического канала уран-графитового ядерного реактора».

3. Автореферат  диссертации
Балдина Виктора Дмитриевича, 2006, 05.14.03

4. Исследование свойств   графита, оценка технического состояния и прогнозирование остаточного ресурса конструкционных элементов РБМК, выполненных из графита,  Я.И. Штромбах, О.К.Чугунов

СПОСОБ ОЦЕНКИ ОСТАТОЧНОГО РЕСУРСА ТЕЛЕСКОПИЧЕСКИХ СОЕДИНЕНИЙ ТРАКТОВ ТОПЛИВНЫХ ЯЧЕЕК ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА

6. НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКАЯ ПОДДЕРЖКА ЭКСПЛУАТАЦИИ АЭС С КАНАЛЬНЫМИ РЕАКТОРАМИ Драгунов Ю.Г., Петров А.А.      

7. Материалы сайта www.laes.ru 
 






Это статья PRoAtom
http://www.proatom.ru

URL этой статьи:
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=3974