Ремонт оборудования АЭС с реактором РБМК-1000

редельную. Наиболее тяжелая экологическая ситуация

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Энергетическая база России. 
Пуск в 1954 году первой атомной электростанции мощностью всего лишь 5000 кВт стал событием мировой важности. Он ознаменовал начало развития атомной энергетики, которая может обеспечить человечество электрической и тепловой энергией на длительный период. Ныне мировая доля электрической энергии, вырабатываемой на АЭС, относительно невелика и составляет около 17 процентов, но в ряде стран она достигает 50-75 процентов. В Советском Союзе была создана мощная ядерно-энергетическая промышленность, которая обеспечивала топливом не только свои АЭС, но и АЭС ряда других стран. В настоящее время на АЭС России, стран СНГ и Восточной Европы эксплуатируются 20 блоков с реакторами ВВЭР-1000, 26 блоков с реакторами ВВЭР-440, 15 блоков с реакторами РБМК и 2 блока с реакторами на быстрых нейтронах. Обеспечение ядерным топливом этих реакторов и определяет объем промышленного производства твэлов и ТВС в России. Они изготавливаются на двух заводах: в г.Электросталь - для реакторов ВВЭР-440, РБМК и реакторов на быстрых нейтронах; в г-Новосибирске - для реакторов ВВЭР-1000.Таблетки для твэлов ВВЭР-1000 и РБМК поставляет завод, находящийся в Казахстане (г.Усть-Каменогорск). 
        В настоящее время из 15 атомных электростанций , построенных в СССР, 9 находятся на территории России; установленная мощность их 29 энергоблоков составляет 21242 мегаватта. Среди действующих энергоблоков 13 имеют корпусные реакторы ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор, активная зона которого размещается в металлическом или из предварительно напряженного бетона корпусе, рассчитанном на полное давление теплоносителя), 11 блоков- канальные реакторы РМБК-1000(РМБК - графито-водяной реактор без прочного корпуса. Теплоноситель в этом реакторе протекает через трубы, внутри которых находятся тепловыделяющие элементы), 4 блока- ЭГП (водо-графитовый канальный реактор с кипящим теплоносителем) по 12 мегаватт каждый установлены на Билибинской АТЭС и еще один энергоблок снабжен реактором БН-600 на быстрых нейтронах. Следует заметить, что основной парк корпусных реакторов последнего поколения был размещен на Украине (10 блоков ВВЭР-1000 и 2 блока ВВЭР-440). 
Россия обладает технологией атомной энергетики полного цикла: от добычи урановых руд до выработки электроэнергии; обладает значительными разведанными запасами руд, а также запасами в оружейном виде.

В настоящее время в России на 10 действующих АЭС эксплуатируется 32 энергоблока общей мощностью 24 242 МВт.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

АЭС России.

Курская АЭС 
Расположение: Курская область г. Курчатов 
Суммарная мощность 4 блоков: 4000 МВт 
Курская атомная станция расположена в 40 километрах к западу от города Курска, на берегу реки Сейм. В 3 км от станции находится г. Курчатов. 
Решение о строительстве Курской атомной станции было принято в середине 60-х годов. Начало строительства — 1971 год. Необходимость строительства была вызвана быстро развивающимся промышленно-экономическим комплексом Курской Магнитной Аномалии (Старо-Оскольского и Михайловского горно-обогатительных комбинатов и других промышленных предприятий региона). Генеральный проектан: Московковское отделение «Атомэнергопроект». Главный конструктор реактора: Институт НИКИЭТ, г. Мо-сква. Научные руководители: Российский научный центр «Курчатовский институт». Строительство 1-й и 2-й очередей выполнено Управлением строительства Курской атомной станции (ныне ООО «Объединение Курскатомэнергострой»). 
Курская атомная станция — станция одноконтурного типа: пар, подаваемый на турбины, образуется непосредственно в реакторе при кипении проходящего через него теплоносителя. В качестве теплоносителя используется обычная очищенная вода, циркулирующая по замкнутому контуру. Для охлаждения отработавшего пара в конденсаторах турбин используется вода пруда-охладителя. Площадь зеркала водоема — 21,5 км  2. 
В составе двух действующих очередей Курской атомной станции эксплуатируются 4 энергоблока РБМК-1000 (1-4 энергоблоки), строится 3-я очередь. 
Установленная мощность каждого энергоблока 1 000 МВт (электрических). Энергоблоки сданы в эксплуатацию: 1-й энергоблок — в 1976 году, 2-й — в 1979 году, 3-й — в 1983 году, 4-й — в 1985 году. Курская атомная станция входит в первую тройку равных по мощности атомных станций страны, а по объему вырабатываемой электроэнергии — в первую четверку электростанций России всех типов, включающую, помимо Балаковской и Ленинградской атомных станций, Саяно-Шушенскую ГЭС. 
Курская атомная станция является важнейшим узлом Единой энергетической системы России. Основной потребитель — энергосистема «Центр», которая охватывает 19 областей ЦФО. Доля Курской атомной станции в установленной мощности всех электростанций Черноземья составляет 52%. Она обеспечивает электроэнергией 90% промышленных предприятий Курской области. 
В мае 2008 года в эксплуатацию сдан водоем-охладитель III очереди Курской АЭС предназначен для обеспечения потребностей в технической воде строящегося энергоблока № 5 и запланированного к строительству энергоблока № 6. Также водоем предполагается использовать при работе гидроаккумулирующей электростанции, сооружение которой предусмотрено действующими энергетическими программами Правительства РФ.  
Новое водохранилище вмещает около 50 миллионов кубометров воды. Вода из водоемов-охладителей атомных станций участвует в технологическом процессе производства электроэнергии. Ее использование обеспечивает работу теплообменного оборудования и технических систем защиты АЭС и не наносит ущерба окружающей среде.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Ремонт на АЭС.

На каждой АС для обеспечения безопасной эксплуатации и надежности оборудования и систем должны быть организованы их техническое обслуживание и ремонт, а также ремонт зданий и сооружений. Для повышения безопасности эксплуатации и надежности должны осуществляться модернизация и реконструкция оборудования и систем, зданий и сооружений.

Ответственность за организацию технического обслуживания и ремонта, модернизацию и реконструкцию АС несет администрация АС. Ремонт зданий и сооружений АС должен производиться по перспективным и годовым планам, а также вне плана по результатам надзора за их состоянием. Организация технического обслуживания и ремонта оборудования и систем АС должна соответствовать требованиям "Правил организации технического обслуживания и ремонта оборудования АС", "Технического обслуживания оборудования и систем АС. Основные положения", "Положения о порядке вывода оборудования в ремонт и ввода его в эксплуатацию после ремонта на атомных станциях".

При техническом обслуживании и производстве ремонтных работ на АС должны выполняться требования правил ядерной, технической и радиационной безопасности, техники безопасности, пожарной безопасности и промсанитарии.

При выводе в техническое обслуживание, ремонт, испытание и проверку систем безопасности должны соблюдаться установленные в технологическом регламенте на основании проекта условия, при которых обеспечивается безопасность.

Периодичность и объем планового технического обслуживания и ремонта оборудования и систем АС должны определяться необходимостью поддержания их надежности в соответствии с условиями безопасной эксплуатации и эксплуатационными пределами, установленными в проекте АС. Необходимость выполнения непланового технического обслуживания и ремонта оборудования и систем определяется по результатам надзора за их состоянием.

Плановый ремонт реакторной установки должен производиться в соответствии с утвержденным графиком (как правило, приурочен ко времени массовой замены ядерного топлива в реакторе).

Ремонт головных образцов оборудования на АС должен производиться в сроки и в объеме в соответствии с программой подконтрольной эксплуатации, согласованной с предприятием-изготовителем (разработчиком) и утвержденной эксплуатирующей организацией.

До вывода оборудования в ремонт должны быть проведены предремонтные эксплуатационные испытания для выявления его технического состояния и уточнения объема ремонта. Испытания должны быть проведены по программе, согласованной и утвержденной в установленном порядке.

Вывод оборудования из работы (резерва) в ремонт или его испытания должны производиться по оперативным заявкам в установленном порядке.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

РБМК.

Реактор РБМК-1000 является реактором с неперегружаемыми каналами, в отличие от реакторов с перегружаемыми каналами, ТВС и технологический канал являются раздельными узлами. К установленным в реактор каналам с помощью неразъемных соединений подсоединены трубопроводы - индивидуальные тракты подвода и отвода теплоносителя. Загружаемые в каналы ТВС крепятся и уплотняются в верхней части стояка канала. Таким образом, при перегрузке топлива не требуется размыкания тракта теплоносителя, что позволяет осуществлять ее с помощью соответствующих перегрузочных устройств без остановок реактора.

При создании таких реакторов решалась задача экономичного использования нейтронов в активной зоне реактора. С этой целью оболочки твэлов и трубы канала изготовлены из слабо поглощающих нейтроны циркониевых сплавов. В период разработки РБМК температурный предел работы сплавов циркония был недостаточно высок. Это определило относительно невысокие параметры теплоносителя в РБМК. Давление в сепараторах равно 7,0 МПа, чему соответствует температура насыщенного пара 284° С. Схема установок РБМК одноконтурная. Пароводяная смесь после активной зоны попадает по индивидуальным трубам в барабаны-сепараторы, после которых насыщенный пар направляется в турбины, а отсепарированная циркуляционная вода после ее смешения с питательной водой, поступающей в барабаны-сепараторы от турбоустановок, с помощью циркуляционных насосов подается к каналам реактора. Разработка РБМК явилась значительным шагом в развитии атомной энергетики СССР, поскольку такие реакторы позволяют создать крупные АЭС большой мощности. Из двух типов реакторов на тепловых нейтронах - корпусных водо-водяных и канальных водографитовых, использовавшихся в атомной энергетике Советского Союза, последние оказалось проще освоить и внедрить в жизнь. Это объясняется тем, что для изготовления канальных реакторов могут быть использованы общемашиностроительные заводы и не требуется такого уникального оборудования, которое необходимо для изготовления корпусов водо-водяных реакторов. Эффективность канальных реакторов типа РБМК в значительной степени зависит от мощности, снимаемой с каждого канала. Распределение мощности между каналами зависит от плотности потока нейтронов в активной зоне и выгорания топлива в каналах. При этом существует предельная мощность, которую нельзя превышать ни в одном канале. Это значение мощности определяется условиями теплосъема.

Первоначально проект РБМК был разработан на электрическую мощность 1000 МВт, чему при выбранных параметрах соответствовала тепловая мощность реактора 3200 МВт. При имеющемся в реакторе количестве рабочих каналов (1693) и полученном коэффициенте неравномерности тепловыделения в активной зоне реактора максимальная мощность канала составляла около 3000 кВт. В результате экспериментальных и расчетных исследований было установлено, что при максимальном массовом паросодержании на выходе из каналов около 20 % и указанной мощности обеспечивается необходимый запас до кризиса теплосъема. Среднее паросодержание по реактору составляло 14,5%. Энергоблоки с реакторами РБМК электрической мощностью 1000 МВт (РБМК-1000) находятся в эксплуатации на Ленинградской, Курской, Чернобыльской АЭС, Смоленской АЭС. Они зарекомендовали себя как надежные и безопасные установки с высокими технико-экономическими показателями. Если их специально не взрывать. Для повышения эффективности реакторов РБМК были изучены возможности увеличения предельной мощности каналов. В результате конструкторских разработок и экспериментальных исследований оказалось возможным путем интенсификации теплообмена увеличить предельно допустимую мощность канала в 1,5 раза до 4500 кВт при одновременном повышении допустимого паросодержания до нескольких десятков процентов. Необходимая интенсификация теплообмена достигнута благодаря разработке ТВС, в конструкции которой предусмотрены интенсификаторы теплообмена. При увеличении допустимой мощности канала до 4500 кВт тепловая мощность реактора РБМК повышена до 4800 МВт, чему соответствует электрическая мощность 1500 МВт. Такие реакторы РБМК-1500 работают на Игналинской АЭС. Увеличение мощности в 1,5 раза при относительно небольших изменениях конструкции с сохранением размеров реактора является примером технического решения, дающего большой эффект.

 

Реакторная установка-источник тепла, теплоноситель вода в реакторе нагревается и частично испаряется, образуя пароводяную смесь. В барабане сепараторе (БС) происходит разделение пароводяной смеси на воду и пар, пар направляется на турбину. Турбина состоит из одного цилиндра высокого давления (ЦВД) и четырех цилиндров низкого давления (ЦНД). В турбине происходит расширение пара и соответствующая работа.

Так как, пар поступает в турбину насыщенным то, расширяясь в турбине, он быстро увлажняется. Предельно допустимая влажность пара обычно не должна превышать 8-12% во избежание интенсивного эрозионного износа лопаточного аппарата каплями воды.

При достижении предельной влажности весь пар выводится из цилиндра высокого давления и пропускается через сепаратор - пароподогреватель (СПП), где он осушается и нагревается. Для подогрева основного пара до температуры насыщения используется пар первого обора турбины, для перегрева используется острый пар (смотри схему), дренаж греющего пара сливается в деаэратор, дренаж полученный после осушки пара - в ПНД.

После сепаратора - пароподогревателя пар поступает в цилиндр низкого давления. Здесь пар в процессе расширения снова увлажняется до предельно допустимой влажности и поступает в конденсатор (К). Стремление получить от каждого килограмма пара возможно большую работу и тем самым повысить к.п.д. заставляет поддерживать в конденсаторе возможно более глубокий вакуум. В связи с этим конденсатор и большая часть цилиндра низкого давления турбины находятся под разрежением. Тепло, передаваемое в конденсаторе охлаждающей воде, безвозвратно теряется. Величину потерь можно снизить путем уменьшения пропуска пара в конденсатор, что достигается направлением части пара в систему регенеративных подогревателей воды. Турбина имеет семь отборов пара, второй отбор используется для подогрева воды в деаэраторе, а отборы 3 - 7 используются для подогрева основного потока конденсата в, соответственно, ПНД-5, ПНД-1 (подогреватели низкого давления).

Так как цикл рабочего тела замкнут, то весь турбинный конденсат должен быть подан в барабан сепаратор. За счет работы насосов давление повышается от величины, характерной для конденсатора, до давления в барабане сепараторе, с учетом необходимости преодоления сопротивления тракта от конденсатора до барабана сепаратора. Этот тракт делят на две части.

Конденсатные насосы первой ступени (КН1) забирают конденсат из водяного объема конденсатора и прокачивают его через блочную очистную установку (БОУ), после чего, конденсатные насосы второй ступени (КН2) прокачивают основной конденсат через охладитель дренажа (ОД) и регенеративные подогреватели, называемые подогревателями низкого давления, до деаэратора (ДА) назначение которого в схеме будет объяснено позже. В деаэраторном баке, давление в котором выше атмосферного, создается определенный запас воды.