Сердунь Н.П. Ремонт канальных реакторов

УДК 621.039:621.311.25

Сердунь Н.П. Ремонт канальных реакторов. Учебное пособие по курсу «Ремонт оборудования АЭС» (для студентов очной и заочной форм обучения) – Обнинск: ИАТЭ, 2004, – 32 с.

Предлагаемое учебное пособие посвящено рассмотрению вопросов ремонта основного оборудования атомных электростанций с реакторами типа РБМК. Изложены причины появления дефектов оборудования и его узлов, способы их обнаружения и устранения. Уделено внимание механизации ремонтных работ и безопасности их производства. Рассмотрены некоторые способы и приборы диагностики технического состояния оборудования и контроля произведенных ремонтных работ.

Пособие предназначено для студентов 5 курса специальности 101000 «Атомные электростанции и установки», а также для слушателей факультета повышения квалификации и профессиональной переподготовки по специализации «Ремонт оборудования АЭС».

Илл. 15, библиогр. 8 назв.

Рецензенты: д.т.н., проф. А.И. Трофимов Г.С. Котиков

Темплан 2004, поз.35

Обнинский государственный технический университет атомной энергетики, 2004 г.

Н.П. Сердунь, 2004 г.

2

3

Введение

Канальные водографитовые энергетические реакторы типа РБМК-1000 и РБМК-1500 широко используются в отечественной ядерной энергетике. В настоящее время в эксплуатации находятся 4 блока Ленинградской, 3 блока Смоленской и 4 блока Курской АЭС. Готовится к пуску 5-й блок Курской АЭС. Канальные реакторы эксплуатируются и за рубежом, в том числе в Канаде, Индии, Румынии и других странах. Построена серия канальных реакторов типа CANDU с тяжеловодным замедлителем. Один канальный реактор типа FUGEN (ATR) с тяжеловодным замедлителем эксплуатируется в Японии. Эти два типа ядерных реакторов являются ближайшими аналогами реактора РБМК-1000.

Основными конструктивными особенностями канальных реакторов по сравнению с корпусными является замена корпуса большого диаметра, работающего под давлением, рядом каналов небольшого диаметра и, вследствие этого, разветвленная система водяных и пароводяных коммуникаций. Эти особенности накладывают специфические требования к организации, составу и технологии производства ремонтных работ.

1. Конструкционные и ремонтные особенности канальных реакторов

Ядерные энергетические реакторы РБМК мощностью 1000 и 1500 МВт являются одноконтурными и с точки зрения физики процесса характеризуются улучшенным топливным циклом. По своим объемно-планировочным решениям машинные (турбинные) залы АЭС с РБМК-1000 во многом похожи на машинные залы традиционных тепловых электростанций. В то же время в связи с наличием радиоактивного пара потребовалось создание в машинном отделении защитных боксов и принятие других конструкционных решений, направленных на обеспечение радиационной безопасности (мощные стены, перекрытия, герметичные защитные двери, люки и т. д.). По компоновочным решениям энергоблоки с реакторами РБМК-1000 более сложны, чем с реакторами ВВЭР.

4

Для блоков с реакторами РБМК характерен значительный объем работ по укрупнительной сборке и сварке на монтажной площадке крупногабаритных металлоконструкций, сложных узлов реакторных систем и другого специального оборудования, что отрицательно сказывается на качестве сварки. Общая масса металлоконструкций, подлежащих укрупнительной сборке, более 1800 т. Трудоемкость строительно-монтажных работ на АЭС с реакторами РБМК1000 на 20-30% больше, чем на АЭС с реакторами ВВЭР-1000.

К преимуществам реактора РБМК относится расчлененность активной зоны на отдельные автономные каналы, что делает неопасным нарушение их герметичности, т. к. возможна замена любого дефектного канала активной зоны. Однако эта операция проводится на остановленном и расхоложенном реакторе; при этом тепловыделяющая сборка должна быть извлечена из канала. Опыт эксплуатации реакторов РБМК-1000 на Ленинградской, Курской и Чернобыльской АЭС показал, что каналы и сильно разветвленная каналь- но-коммуникационная часть относятся к наиболее важным и уязвимым звеньям водографитовых ядерных реакторов с точки зрения сохранения длительной работоспособности. Это обусловлено тем, что канально-коммуникационная часть таких реакторов состоит из отдельных трубных элементов, соединенных в систему кольцевыми сварными швами различных типов (стыковыми, усовыми, угловыми), находящимися в нижнем и потолочном положениях.

Многочисленность сварных швов на трубах, наличие циркониевого участка в активной зоне, а также переходных соединений циркония с участками из нержавеющей стали явились причинами дефектов в условиях эксплуатации. Нарушение герметичности каналов наблюдались на всех действующих блоках.

Из каналов различного назначения (технологических, системы управления и защиты, охлаждения отражателя, температурных) особо сложными в ремонте, связанном с заменой, являются технологические каналы (ТК) (рис. 1.1) – их в реакторе 1693, и каналы СУЗ, количество которых составляет 179. Сложность их замены определяется весьма малым диаметром проходного сечения

5

(dвн/dн=55/80 мм), большой длиной (≈20 м), возможностью доступа к каналу только из реакторного зала и подреакторного помещения.

Рис. 1.1. Технологический канал реактора РБМК: а) – общий вид канала: 1, 5 – стальные участки канала; 2, 4 – переходные соединения труб; 3 – циркониевый участок;

б) – д) – конструкционные элементы и характерные сварные узлы канала: 1 – верхний тракт; 2 – верхний усовый шов; 3 – канал;4 – обойма верхнего тракта; 5, 11 – стыковые сварные швы; 6 – нижний усовый шов; 7 – сильфон; 8 – нижний тракт; 9 – труба из стали 0Х18Н10Т; 10 – угловой сварной шов; 12 – калач

6

Каналы размещены в трактах, возможности ремонта которых также ограничены. Это связано с тем, что тракт проходит через графитовую кладку на значительной длине.

В графитовой кладке участок каждого тракта представляет собой вертикальные отверстия, проходящие через графитовые блоки;

врайонах верхней и нижней плит и металлоконструкций тракт состоит из трубных участков, причем трубы приварены к плитам. На одном из блоков Курской АЭС имел место дефект на верхнем трубном участке тракта в зоне монтажного шва наращивания. Подобные дефекты возможны и на других блоках АС. Верхний участок тракта связан с трубами пароводяных коммуникаций и системы контроля герметичности оболочек твэлов, нижний участок – с каналом, соединенным с крутозагнутым коленом – «калачом» водяных коммуникаций. На Курской и Чернобыльской АЭС имел место массовый выход из строя труб ПВК в зоне реактора, недоступных для непосредственного подхода к ним. Дефекты в виде коррозионного растрескивания появились в результате длительного циклического воздействия сконденсированной влаги на внешние поверхности труб.

Ремонт канально-коммуникационной части, как правило, связан

сзаменой узлов, элементов, некоторых деталей и дефектных участков и, следовательно, с нарушением целостности штатных сварных швов и последующим их восстановлением. Поскольку свободный доступ к местам ремонта сильно ограничен, применение ручной сварки почти полностью исключено. Она возможна только при ремонте труб ВК и ПВК в доступных местах за пределами реактора.

Чтобы извлечь дефектный ТК, необходимо отрезать обойму, срезать верхний и нижний усовые швы и отсечь канал от трубы ВК

вподреакторном пространстве в зоне калачей. Эти операции производятся с помощью специальных ремонтных механизмов и приспособлений с дистанционным управлением.

Необходимо учесть, что в процессе эксплуатации в подреакторном пространстве в зоне «калачей», особенно в центральной ее части, возрастает мощность дозы излучения из-за скапливания в «калачах» радиоактивных отложений, вносимых потоком теплоно-

7

сителя. Через год эксплуатации в подреакторном помещении на «калачах» наблюдаются «горячие» точки, где мощность дозы достигает (7-10) 103 мкбэр/c.

Установка нового канала в тракт не менее трудоемка. Более того, она требует специальных сварочных автоматов для восстановления верхнего усового соединения. Пример с заменой канала характеризует конструкцию реактора РБМК как неремонтопригодную.

Из-за этого в реакторе Курской АЭС имеется несколько заглушенных «холостых» ячеек без вновь установленных каналов

Восстановление целостности верхнего участка тракта из-за протечек в зоне сварного шва наращивания связано с подрывом и извлечением канала.

Восстановление геометрических параметров верхнего усового соединения, выполнение сварки требует тщательного контроля сварного шва. Контроль осуществляют по падению давления при гидроиспытаниях или по увеличению влажности гелия в системе контроля целостности ТК. При замене ТК возникает необходимость отрезки калачей в подреакторном помещении и их транспортировки в хранилище радиоактивных отходов.

Ремонтные работы непосредственно в подреакторном пространстве достаточно сложны, трудоемки и требуют разработки качественно новых средств ремонта. Их проведение становится возможным при создании специальных защитных средств, а это неизбежно связано со значительным увеличением массы биологической защиты. Конструкция же перекрытия подреакторного пространства не позволяет создать защитную кабину массой более 5 т, т. к. допустимая удельная нагрузка на пол весьма ограниченна и в некоторых случаях не должна превышать 1 тс/м2.

Еще сложнее обстоит дело с восстановлением дефектных труб ПВК в объеме реактора (это до сих пор обсуждается). Эта задача может быть решена при условии создания дистанционных средств резки и сварки труб изнутри со стороны сепараторного помещения и специальной технологии ремонта.

Одной из задач, не решенных до конца в конструкции реакторов РБМК, является восстановление графитовой кладки. Графитовая

8

кладка канального реактора формирует активную зону с ячейками для каналов всех типов. Она расположена в герметичной полости между металлоконструкциями и кожухом, заполненной смесью гелия с азотом. Кладка цилиндрической формы состоит из графитовых блоков сечением 250Х250 мм и высотой 200, 300, 500 и 600 мм. Установленные друг на друга блоки образуют 2488 вертикальных графитовых колонн. Если сравнить графитовые кладки Первой АЭС, идентичных реакторов АМБ Белоярской АЭС и серийных РБМК, то различие их состоит в размерах сеток и сечений графитовых блоков, зависящих от формы ячеек сетки, в количестве колонн, высоте кладки. Основные же конструкционные решения остаются типичными для всех видов кладок. Основное сходство дополняется общими требованиями к точности установки блоков и зазоров между ними, проходимости ячеек и чистоте кладки.

Длительный опыт эксплуатации двух блоков Белоярской АЭС показал, что с течением времени в графитовой кладке могут возникать следующие повреждения: осевое искривление ячеек, выкрашивание графита, выгорание блоков.

Конструкция графитового блока неразборная, поэтому замена блоков в существующей конструкции реактора без ее нарушения невозможна, а постепенное увеличение размеров графитовой кладки в процессе эксплуатации приводит к искривлению ячеек и заклиниванию каналов. Поэтому, когда дефектный канал не извлекается под действием регламентированной нагрузки, приходится прибегать к нежелательной и сложной операции – резке канала и его извлечению по частям. Искривление ячеек может также привести к повреждению тепловыделяющих сборок и попаданию топлива в ячейки, что значительно ухудшает радиационную обстановку и усложняет ремонт.

Вышеуказанные факторы не исчерпывают всех сложностей ремонта реакторов канального типа. Возможны и другие случаи дефектов, ведущие к аварийной ситуации. К ним относится, например, попадание тепловыделяющей сборки в графитовую кладку через стенку в циркониевой трубе 88Х4 мм, происшедшее на Чернобыльской АЭС, или отсутствие обратных клапанов раздаточ-

9

ных групповых коллекторов (РГК) на Курской и Чернобыльской АЭС, которые к моменту монтажа реакторных установок не были поставлены на объекты. Врезка обратных клапанов в РГК в процессе эксплуатации реакторами осложнена неблагоприятной радиационной обстановкой в боксах, требующей применения громоздкой биологической защиты, и стесненными условиями, неизбежно ведущими к целостности перекрытий примыкающей строительной части объекта.

Возникшая в процессе эксплуатации ЯППУ необходимость установки стопорных устройств на задвижки Ду 350 контура МПЦ, не предусмотренная проектом, свидетельствует о неизбежности совершенствования реакторной установки в процессе эксплуатации в целях обеспечения ее безопасности. Перечисленные непредвиденные ремонтные работы требуют дополнительных дозозатрат ремонтного персонала и ведут к неплановым простоям реакторной установки. Поэтому недостатки в конструкции канальных реакторов с точки зрения их ремонтопригодности в дальнейшем могут привести к значительным экономическим потерям и социальным издержкам.

Конструкционные и ремонтные особенности канальных реакторов отражены также в регламенте гидравлических испытаний контура многократной принудительной циркуляции:

послеремонтные гидравлические испытания топливных каналов следует проводить совместно с участками трубопроводов нижних водяных коммуникаций (НВК) и пароводяных коммуникаций (ПВК) пробным давлением 11,4 МПа при температуре не ниже 10°С;

периодические гидравлические испытания КМПЦ при технических освидетельствованиях проводят один раз в течение года работы энергоблока пробным давлением 10 МПа при температуре теплоносителя 130-150°С;

проверку плотности разъемных соединений и инспекционный осмотр оборудования осуществляют при давлении 8,4 МПа и температуре 55°С;

внеочередные гидравлические испытания после ремонта с применением сварки оборудования или трубопроводов КМПЦ вы-

10