Особенности технологии изготовления графитовых кладок реакторов РБМК и разработка методологии оценки их ресурса

Актуальность темы

диссертации.

Одиннадцать энергоблоков АЭС с реакторами РБМК в настоящее время генерируют ежегодно «140 млрд. КВтчасов электроэнергии, что составляет около половины всей электроэнергии, производящейся на АЭС России.

Построенные в разное время (с 1973 по 1990 год), они имеют 30-летний назначенный срок службы.

В процессе эксплуатации энергоблоки подвергались постоянной модернизации, направленной на повышение их безопасности и надежности, в результате которой они отвечают современным требованиям, а их ресурс значительно превышает назначенный.

В связи с тем, что назначенный срок эксплуатации энергоблоков подходит к концу, задача его продления становится все более актуальной.

Графитовая кладка, выполняющая роль замедлителя и отражателя нейтронов, является незаменяемым и ограниченно ремонтоспособным узлом реактора, и поэтому она определяет ресурс работы энергоблока в целом.

Под действием нейтронного и гамма-излучения, а также температуры в процессе эксплуатации происходит старение графита, как материала, и всей графитовой кладки. Оно выражается в изменении геометрических характеристик блоков, а также механических и теплофизических свойств самого графита.

Актуальность работ по обоснованию возможности продления срока службы графитовой кладки обусловлена последовательным окончанием назначенного срока эксплуатации 11 энергоблоков и большим экономическим эффектом от продления.

Цель диссертационной работы и задачи, которые необходимо решить при её выполнении.

Целью работы является продление срока службы графитовых кладок реакторов РБМК сверх назначенного проектом.

Для достижения этой цели в процессе выполнения работы были поставлены и решены следующие задачи:

— провести анализ особенности технологии изготовления графитовых блоков для реакторов РБМК разных энергоблоков и определить влияние этих особенностей на работоспособность блоков;

— изучить процесс старения графита и графитовой кладки в процессе эксплуатации реакторов с учетом влияния вариации исходных свойств графита;

— установить параметры состояния графитовой кладки и их критериальные значения для оценки её ресурса;

— разработать алгоритмы прогнозирования изменения состояния графитовой кладки и методики прогнозирования поэтапной реконструкции;

— разработать рекомендации по совершенствованию методики оценки ресурса кладки с учетом вариации исходных свойств.

Научная новизна выполненных исследований.

Показано, что вариация исходных свойств графита приводит в процессе облучения к вариации уровня деградации свойств графита и скоростей деформации элементов графитовой кладки, определяющих её ресурс. В особенности это касается блоков с поименной температурой графитации^ ^ &K. U ^.

Определены и обоснованы количественные критерии предельного состояния кладки (прочность, стрела прогиба, целостность блоков и величина ТСТ), основанные на обеспечении требований по выполнению кладкой своих проектных функций.

Предложен новый подход к оценке ресурса графитовой кладки, заключающийся в использовании отдельных «референтных» ячеек (колонн) и блоков для характеристики всей графитовой кладки.

Предложен алгоритм оценки остаточного ресурса кладки.

Предложен методический подход к оценке остаточного ресурса графитовой кладки, учитывающий вариацию исходных свойств графита.

Показано, что дополнительная пропитка и повышение температуры графитации блоков до 2800 °C не сказались на скорости их формоизменения.

9 t.

Обосновано применение нового альтернативного графита ВПГ-КП на основе пекового кокса для изготовления графитовых колец и втулок каналов реактора РБМК.

Практическая значимость полученных результатов.

Разработана методика оценки технического состояния и остаточного ресурса графитовой кладки. На базе этой методики обоснована возможность продления до 45 лет срока службы графитовых кладок 1-го и 2-го энергоблоков Ленинградской и 1-го энергоблока Курской АЭС.

В целом, накопленный опыт эксплуатации и продления срока службы графитовых кладок показал, что создание графита с радиационной стойкостью обеспечивающей срок его службы в течение 60−80 лет могло бы способствовать возрождению направления уран-графитовых реакторов и повышению его конкурентоспособности в мировой атомной энергетике.

Методика прогнозирования поэтапной реконструкции ячеек реакторов РБМК использовалась при проведении работ по ПЗТК на 8-ми энергоблоках с реакторами РБМК. (Акт внедрения концерна «Росэнергоатом» прилагается к диссертации).

Разработанные рекомендации использованы при технологической доработке на ОАО «ЧЭЗ» графита на альтернативном сырье — прокалённом пековом коксе, примененном для изготовления колец и втулок канала для реконструкции энергоблоков. (Акт внедрения ОАО «ЧЭЗ» прилагается к диссертации).

Положения, выносимые на защиту.

1. Определение связи технологических^ факторов производств реакторного графита и его работоспособности в реакторах.

2. Прогнозирование поэтапной реконструкции топливных ячеек по критерию исчерпания газового зазора «ТК-кладка», позволившее избежать преждевременного растрескивания графитовых блоков и продлевать срок службы графитовой кладки в целом.

3. Методический подход к оценке остаточного ресурса графитовой кладки на основе введения количественных критериев её предельного состояния, базирующихся на функциональных требованиях, в том числе: разработка алгоритма расчёта ресурса кладки, введение референтных графитовых ячеек и блоков, позволяющих выполнить детерминистское прогнозирование остаточного ресурса кладки и контролировать состояние кладки на реакторе.

4. Использование результатов диагностики состояния графитовых блоков для учета вариации исходных свойств графита при оценке остаточного ресурса кладки.

5. Анализ внутриреакторного обследования кладки 1-го и 2-го энергоблоков ЛАЭС и 1-го энергоблока КуАЭС для обоснования продления их срока службы сверх назначенных 30 лет.

Количество публикаций по теме диссертации.

Основное содержание диссертационной работы отражено в 31 печатной работе, в том числе в двух руководящих документах отрасли, в 17 научных статьях,.

Апробация диссертации.

Основные положения и результаты работы доложены на:

• четвёртой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению в г. Димитровграде 15−19 мая 1995 г.;

• научно-практической конференции ЯО России в гг. Санкт-Петербург, Сосновый Бор 24−26 мая 1999 г.;

• шестой Российской конференции по реакторному материаловедению в г. Димитровграде 11−15 сентября 2000 г.;

• юбилейной международной научно-технической конференции в г. Москве /НИКИЭТ/ 27−28 мая 2002 г.;

• седьмой Российской конференции по реакторному материаловедению в г. Димитровграде 8−12 сентября 2003 г.;

• четвёртой международной научно-технической конференции в г. Москве /ВНИИАЭС/16−17 июня 2004 г.;

• встрече специалистов по графиту под эгидой МАГАТЭ состоявшейся в г. Басс, в Великобритании 24−27 сентября 1995 г.;

9 докладах и в 3 патентах.

• 13-ой международной конференции по ядерной технике «IC0NE-13», проходившей 15−20 мая 2005 г. в Пекине, Китай.

Структура диссертации.

Диссертация состоит из введения, 7 глав, выводов и списка используемой литературы. Материал изложен на 151 странице, включая 36 рисунков и 22 таблицы. Библиографический список включает 36 наименований. ^ ^.

выводы.

1. Рассмотрена связь технологии реакторного блочного графита ГР-28 0 и вариаций его исходных свойств с работоспособностью кладок для различных АЭС с реакторами РБМК.

2. Показано, что вариация исходных свойств графита приводит в процессе V ¦ - 4—¦". • >——- «» V-облучения к вариации уровня деградации свойств графита и скоростей деформ: ации элементов графитовой кладки, определяющих её ресурс. В особенности это касается недографитированных блоков.

Отмечено, что модифицирование блочного графита путем дополнительной пропитки пеком с последующим обжигом и графитацией при температуре 2800° С увеличило его плотность, но не сказалось на показателях радиационного формоизменения.

3. Разработана и реализована методика поэтапной реконструкции активных зон реакторов путем восстановления газового зазора, позволившая избежать преждевременного растрескивания графитовых блоков и продлевать срок службы графитовых кладок.

4. Установлены и обоснованы количественные критерии предельного состояния графитовой кладки.

5.Предложено понятие «референтных», (имеющих оптимальную^.I, V энерговыработку) ячеек реактора, позволившее количественно оценивать и прогнозировать состояние графитовой кладки, разработан алгоритм оценки ее остаточного ресурса.

6. Разработана и внедрена методика оценки технического состояния и остаточного ресурса графитовой кладки. Разработаны рекомендации по совершенствованию методики с учетом вариации исходных свойств графита.

7. Обосновано продление срока службы графитовых кладок реакторов 1-ой очереди ЛАЭС и 1-го энергоблока КуАЭС на 15 лет сверх назначенного срока (до 45 лет).

8. Показана на основании разработанной методики возможность увеличения срока службы графитовой кладки строящегося 5-го энергоблока Курской АЭС до 50 лет.

9.Обоснована замена кокса КНПС недефицитным прокалённым пековым коксом, что обеспечило бесперебойную поставку графитовых колец и втулок, требуемых при реконструкции кладок реакторов РБМК.

Автор выражает глубокую благодарность научному руководителю, довггору технических наук, профессору, Юрию Сергеевичу Виргильеву за всестороннюю помощь в работе.