автореферат диссертации по химической технологии, 05.17.11, диссертация на тему:Особенности технологии изготовления графитовых кладок реакторов РБМК и разработка методологии оценки их ресурса



На правах рукописи

БАЛДИН Виктор Дмитриевич

ООЗОВ7У14

ОСОБЕННОСТИ ТЕХНОЛОГИИ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ГРАФИТОВЫХ КЛАДОК РЕАКТОРОВ РБМК И РАЗРАБОТКА МЕТОДОЛОГИИ ОЦЕНКИ

ИХ РЕСУРСА

05.17.11 - Технология силикатных и тугоплавких неметаллических материалов

05.14.03 - Ядерные энергетические установки, вклйэчая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание учёной степени кандидата технических наук

Москва, 2006 г.

003067714

Работа выполнена в Федеральном государственном унитарном предприятии «Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А.Доллежаля.»

Научный руководитель:

Доктор технических наук, профессор

Виргильев Юрий Сергеевич

Официальные оппоненты:

Доктор технических наук

Островский Владимир Сергеевич

Доктор технических наук

Буторин Сергей Леонидович

Ведущая организация: Ленинградская атомная станция

Защита состоится 30 января 2007 г. в 11 часов 00 минут на заседании диссертационного совета Д.217.010.01 при ФГУП «НИИграфит» по адресу: 111141 Москва, Электродная ул., д.2.

С диссертацией можно познакомиться в технической библиотеке ФГУП «НИИграфит»

Автореферат разослан 02 декабря 2006 г.

Ученый секретарь диссертационного совета, кандидат технических наук

Марчукова Л.В.

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ

АЗ - активная зона (ядерного реактора); АЭС - атомная электрическая станция; ВЗУ - внутризонные устройства; ВРК - внутриреакторный контроль; ГК - графитовая кладка; ГБ - графитовый блок кладки;

ГЗ - газовый диаметральный зазор между наружным графитовым кольцом и

циркониевой трубой средней части ТК; ГР - графит реакторный, блочный; ГР-М - графит реакторный, блочный, модифицированный; ГРП-2 (ВПГ)- графит для колец твердого контакта; КИУМ- коэффициент использования установленной мощности;

КО - расширенное комплексное обследование (контроль технического состояния) графитовой кладки перед окончанием проектного (назначенного) срока эксплуатации реактора. КСУЗ - канал системы управления и защиты; КТК - графитовые кольца твёрдого контакта; КЦТК - контроль целостности технологических каналов; МЗТК - массовая замена технологических каналов; НФХ - нейтронно-физические характеристики; ПЗТК - поэтапная замена технологических каналов; ПРИ - послереакторные исследования; ПСС - продление срока службы; ПС СУЗ - поглощающие стержни СУЗ; ПУГР - промышленный уран-графитовый реактор; РБМК - реактор большой мощности, канальный; СУЗ - система управления и защиты; ТВС - тепловыделяющая сборка; ТК - технологический (топливный) канал; ТСТ - телескопическое соединение трактов; ФСИ - фактор состава излучения.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ Актуальность темы диссертации

Одиннадцать энергоблоков АЭС с реакторами РБМК в настоящее время генерируют ежегодно =¡140 млрд. КВт-часов 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 выполненин

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 методологии оценки ресурса кладки с учетом вариации исходных свойств.

Научная новнзна 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 пониженной температурой графитации.

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°С не сказались на скорости их формоизменения.

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, выноснмые 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, 9 докладах и в 3 патентах.

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.;

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

Струю-ура диссертации

Диссертация состоит из введения, 7 глав, выводов и списка используемой литературы. Материал изложен на 152 страницах, включая 37 рисунков и 22 таблицы. Библиографический список включает 36 наименований.

Личиое участие диссертанта

Личный вклад автора в работы, выполненные в соавторстве и включенные в диссертацию, состоит в инициации работ, постановке задач, непосредствашом участии в анализе связи свойств графита и его работоспособности, в разработке методик (разработке общего алгоритма, количественных критериев, введении «референтных ячеек») и проведении анализа результатов исследований состояния графитовых кладок реакторов ЛАЭС и КуАЭС, а также во внедрении методик, разработке рекомендаций по их совершенствованию и в организации работ.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ ДИССЕРТАЦИИ

В первой главе рассматривается состояние вопроса Отмечается, что при проектировании реактора РБМК выбор марки графита был сделан на основе опыта использования аналогичного графита на промышленных реакторах.

В 1991 году был выпущен отчет «Нормы расчета на прочность типовых узлов и деталей из графита...».

В начале 2000-ых годов, когда возникла необходимость продления срока эксплуатации энергоблоков с реакторами РБМК, оказалось, что эти «Нормы...» могут быть использованы при оценке ресурса графитовых кладок только ограниченно. То есть, несмотря на несомненную ценность этой работы, приведенные в ней данные при оценке ресурса кладок могут рассматриваться только как вспомогательный материал, иллюстрирующий тенденции изменения свойств графита и размеров образцов.

После издания норм и правил НП-017-2000, требующих наличия методик для обоснования ресурса невосстанавливаемого оборудования реактора, под руководством и при участии автора началась разработка методики оценки остаточного ресурса графитовой кладки реактора РБМК. Она ведётся в рамках отраслевой целевой программы «Обоснование предельно достижимого срока эксплуатации графитовых кладок РБМК-1000» 4.85 П, утверждённой Первым заместителем министра атомной энергии РФ Рябевым JI. Д. 30 апреля 1998 года, инициатором и основным разработчиком которой был автор.

В качестве головных взяты 1-ые энергоблоки Ленинградской и Курской атомных станций, что обусловлено различием в заводах-поставщиках графитовых блоков. На этих энергоблоках при участии автора первыми начали выполняться исследования в обоснование продления срока службы графитовых кладок сверх назначенных 30 лет.

В настоящее время 5-ый энергоблок Курской АЭС готовится к пуску. Конструкция его графитовой кладки, по сравнению с предшествующими энергоблоками, была существенно усовершенствована, однако срок эксплуатации энергоблока до настоящего времени окончательно не определен. Применение разработанной методологии оценки ресурса графитовой кладки позволило автору рассмотреть возможность увеличения её срока службы до 50 лет.

Начиная с 1989 года, на энергоблоках с реакторами РБМК проводится реконструкция ячеек из-за исчерпания в них диаметральных зазоров между топливными каналами и графитовыми блоками. Она необходима во избежание преждевременного растрескивания блоков и сокращгния ресурса графитовой кладки.

Реконструкция заключается в замене старых каналов на новые, расточке отверстий графитовых блоков и увеличении зацепления в телескопическом соединении верхних трактов.

На первых трех энергоблоках эта работа была выполнена единовременно для всех ячеек. В дальнейшем из-за изменения в стране экономической ситуации потребовалось разбить ее на каждом энергоблоке на этапы. Одновременно возникла проблема изготовления графитовых колец и втулок для новых каналов. Из-за окончания производства кокса КНПС потребовалось проведение исследований возможности использования альтернативных графитов на основе пековогои сланцевого коксов.

При проведении поэтапной реконструкции определение объемов работ на каждом этапе и допустимых сроков эксплуатации реактора между ними является важной научно-технической задачей, связанной с безопасностью работы энергоблока и его экономическими показателями. Ее решение потребовало разработки специальной методологии оценки и прогнозирования состояния ячеек реактора, базирующейся на анализе результатов измерения параметров радиашюнно-термической ползучести графитовых блоков и циркониевых топливных каналов.

Во второй главе описана конструкция графитовой кладки реактора РБМК.

В третьей главе рассматриваются особенности технологии реакторного графита в элементах кладок реакторов РБМК

Реакторный графит получают с использованием нефтяного кокса марки КНПС (наполнителя) и каменноугольного пека (связующего). Сухую шихту смешивают со связующим, формуют методом продавливания заготовки нужного профиля, обжигают при 1000—1200°С и графитируют с газовой рафинировкой при 2300—2400°С. При этом свойства материала стабилизируются. Увеличение температуры графигации заготовок не сказывается на их свойствах, тогда как недографитированный материал будет обладать низкими показателями кристаллической структуры и теплопроводности, следовательно, и худшей работоспособностью.

Техническими условиями ТУ 48-20-83-76 на изделия графитовые (блоки, стержни) для аппарата РБМ-К определены требования к качеству графита.

При обеспечении показателей ТУ особенности электродного производства обуславливают заметную вариацию свойств графита.

Графитовые блоки для реакторов РБМ-К начали выпускать на Московском электродном заводе, затем его производство было налажено на Челябинском электродном заводе. В течение нескольких лет поставка блоков осуществлялась с обоих заводов. При этом блоками с МЭЗа были укомплектованы I и II энергоблоки ЛАЭС. На последующий энергоблок осуществлялись смешанные поставки с обоих заводов. В дальнейшем с 1977 года все поставки производили с ЧЭЗа.

При оценке неоднородности свойств реакторного графита обычно получается нормальное распределение Гаусса. Дисперсию свойств оценивают следующими параметрами: максимальным (МдаД минимальным (Мт/Д) и средним значением (М) данного свойства, среднеквадратичным отклонением от среднего (S), коэффициентом вариации (v).

На примере выпущенных на МЭЗе в 1974-76 г.г. блоков сделана оценка их доли со значениями свойств, попадающих в заданный интервал, которая показала, что вероятность появления блоков с прочностью меньшей, чем браковочный показатель составил:

21% - по асж и 7,1% - по ор.

Среди произведенных до 1976г. ЧЭЗом блоков также имеются такие, у которых минимальное значение плотности и, особенно, прочности при растяжении ниже заданных в ТУ.

Обжиг заготовок, во время которого удаляются го связующего летучие вещества, ведет к образованию микротрещин и разноплотносги, неравномерное распределение температуры по объему печи вызывает неоднородность графита по степени совершенства кристаллической структуры, особенно если появляются недографитированные блоки. Кроме того, из-за различия скоростей охлаждения между поверхностью и серединой блока на этом этапе образуются микротрещины (трещины Мрозовского).

Распределение некоторых свойств по сечению графитированной заготовки блочного реакторного графита ГР-200 поперечным размером 200x200 мм показало снижение плотности от края заготовки к ее центру, сопровождаемое снижением прочности (см. рис. 1).

Статистическая обработка значений плотности и предела прочности при сжатии (п = 23) дала следующие параметры распределения (табл. 1).

50

40

30

о о ° ° ° ° с о о оJ

"5- о 00 о о

0

центр

20

40

60

Таблица 1 - Параметры статистического распределения плотности и прочности при сжатии по сечению заготовки реакторного графита

1, мм

100 край

Свойство М 5

Плотность, г/см3 Прочность, МПа 1,68 38,3 0,04 3,0 2,67 7,9

Рисунок 1 - Изменение предела прочности при сжатии по сечению заготовки графита с размерами 200x200

Результаты статистического обследования свойств 37 блоков сечением 200 х 200 мм показаны в табл. 2, где указаны плотность (¿н), удельное электросопротивление (р), динамический модуль упругости (Е).

Таблица 2 - Параметры статистического распределения свойств реакторного графита по выборке из 37 блоков

Характеристика ё, г/см3 Ос*, МПа Е, ГПа р, мкОм-м Ьс, нм

М 1,696 29,9* 21,3** 8,4 10Д 19,1

Б 0,030 5,4 5,6 0,8 1,3 2,6

V, % 1,78 18 26 9,5 12,8 13,4

*Для образцов, вырезанных параллельно высоте блока. * * Испытание цельного блока после отбора из его угла образца диаметром 3, длиной 60 мм.

Из табл. 1, 2 видно, что вариация плотности у образцов из разных блоков меньше, чем у образцов из одного блока Присутствующие в блоках макродефекты (трещины, слойки, макропоры) отсутствуют в вырезанных из них образцах, благодаря этому возрастает уровень и однородность показателей. Высокому коэффициенту вариащш для ¿с соответствует и значительная вариация электросопротивления и динамического модуля упругости, что указывает на возможность появления в объемах поставки неполностью графитированных блоков.

При сдаточных испытаниях свойства блоков определяют не менее чем на трех образцах из блоков от каждой кампании графитации (около 400 блоков). Статистическая обработка результатов таких испытаний образцов из блоков, выпущенных на Московском и Челябинском электродных заводах в 1976 г., приведена в таблице 3. Плотность графита, изготовленного на обоих заводах, превосходит нормативы. Пределы прочности при растяжении и изгибе близки. Прочность при сжатии (при одинаковых вариационных коэффициентах) выше у графита Челябинского завода. У графита этого завода выше удельное электросопротивление - его максимальное значение достигает 22,2 мкОм-м, что свойственно недографитированному материалу. Выборочное обследование комплекта блоков для кладки одного РБМК выявило 3,5% таких блоков. Это означает, что примерно в 30% ячеек попадет один такой блок.

Таблица 3 - Параметры статистического распределения свойств графита ГР-280

Характеристика 4, г/см3 ср, МПа а„,МПа ськ,МПа р, мкОм'М

Московский электродный завод (п =96)

М 1,70 7,4 13,4 34,3 10,8

Мтах 1,75 13,4 18,6 46,8 15,0

Мтш 1,64 2,9 8,2 15,1 8,0

8 0,02 2,2 2,4 5,3 1,3

1,50 30 17,5 15,5 12,3

Челябинский электродный завод (п =138)

М 1,73 7,2 12,3 41,7 12,0

Мт» 1,82 12,7 18,8 61,1 22,2

Мшл 1,62 2,0 4,2 28,9 8,0

в 0,04 1,8 3,1 6,3 2,2

V,0/» 2,50 24,7 25,4 15,1 23,8

Ориентировка — параллельно высоте блока, п —значение выборки.

В процессе производства графитовых блоков для 4-го энергоблока ЛАЭС была выпущена и затем установлена в реактор опытная партия блоков из модифицированного графита, отличающегося введением дополнительной пропитки и повышением температуры графигации до

2800РС.

Эти графитовые блоки были установлены в 8-ми ячейках. Выполненная модификация техпроцесса привела к некоторому увеличению плотности и прочности графита, хотя, как показали последующие измерения, практически не сказалась на параметрах радиационного формоизменения.

В четвертой главе анализируется процесс старения графитовой кладки РБМЬС сначала с точки зрения выполнения кладкой своих проектных функций, а затем с позиций влияния на него технологических особенностей изготовления графитовых блоков.

Характер изменения свойств и объема образцов графита под облучением исследовался в

РНЦ «Курчатовский институт», НИИГРАФИТ и НИИАР. Он проиллюстрирован на рис. 2.

Такие явления как окисление графита и накопление запасенной энергии Вигнера не являются актуальными, поскольку кладка РБМК эксплуатируется в нейтральной атмосфере гелиево-азотной смеси при температуре выше 200° С.

На рис. 3 приведена схема влияния деградации графита при эксплуатации реактора на выполнение кладкой своих функций. Она сделана с учетом выполнения восстановления газовых зазоров, в связи с чем этот фактор из схемы исключен

К основным функциям ГК реактора РБМ-К относятся:

• обеспечение требуемых

нейтронно-физических характеристик (НФХ) активной зоны с точки зрения замедления и отражения нейтронов;

Рисунок 2 - Изменение физических свойств и размеров образцов графита ГР-280 под облучением при температуре 500-600° С. V -объем, Е - модуль упругости, К - тешюсопротивление, р - удельное

электросопротивление, флюенс.

критическии

Изменение теп лоф! «л гчеекч *

Ишенснне размеров

• обеспечение работоспособности внутризонных устройств (ВЗУ), таких как: топливные каналы (ТК), тепловыделяющие сборки (TBC), каналы и исполнительные механизмы СУЗ, датчики контроля, каналы охлаждения отражателя (КОО).

Средняя часть схемы иллюстрирует последствия деградации графита и их взаимосвязь. Они же являются основными факторами и параметрами состояния кладки и ее элементов, так или иначе влияющими на выполнение кладкой функциональных требований и на ее ресурс.

Из рассмотрения схемы сделан вывод, что определяющими факторами и параметрами для ресурса кладки являются: прочность графита, прямолинейность колонн кладки, величина ТСТ.

Учитывая различные темпы их изменения во время эксплуатации, в итоге может оказаться, что один из них выйдет на первое место и станет основным, по которому будет принято решение

об окончании эксплуатации графитовой кладки реактора РБМК.

Изменения состояния графита под облучением определяются, в частности, его исходными свойствами. Поскольку последние в силу особенностей технологии имеют значительный разброс, скорость деградации графита также варьируется в широком диапазоне.

Коэффициент вариации свойств графита практически не изменился и после облучения, что доказали результаты обследования

неразрушающими методами выборки го 30 образцов (табл. 4). В отношении свойств, определяемых разрушающими методами (предел прочности при сжатии), также не обнаружено значимого изменения коэффициента вариации. Отсюда следует, что за показатель неоднородности

макросвойств облученного графита может быть принят полученный для

необлученного графита. В области вторичного распухания оценка вариации отсутствует.

Образование | трещин

Изменение 1 гп лопроводиостч

Изменение Изменение высоты I Изгиб

диаметра графитового блока и | графитового

отверстия кладки | блок.

Изменение температуры графита

41

и

Изменение Изменение Изменение Изменение

НФХ кладки работе пособности величины работоспосо

КЦТК ТСТ бности ВЗУ

Рисунок 3 - Влияние деградации графита при эксплуатации реактора на выполнение кладкой своих функций

Таблица 4 - Параметры статистического распределения характеристик блочного графита, облученного при 250 °С до флюенса нейтронов 8,4- Ю20см"2

Параметры До облучения После облучения

da г/см* р, мкОм м Е.ГПа dK, г/смJ р, мкОм м Е.ГПа

М S V, % 1,580/1,530 0,037/0,042 2,35/2,75 13,8/11,8 0,540/0,620 4,03/5,22 6,8/7,8 0,028/0,049 4,18/6,31 1,570/1,530 0,040/0,044 2,53/2,85 28,6/25,9 0,854/0,994 2,98/3,83 9,5/10,7 0,039/0,051 4,06/4,74

Примечание. В числителе показатели для перпендикулярных, в знаменателе для параллельных образцов.

Между значениями прочности параллельно ориентированных образцов при растяжении, изгибе и сжатии в случае испытаний при комнатной температуре имеют место следующие соотношения: асж/ар ~ 4,27±0,3; асж/сти= 2,51 ±0,18; о„/ор= 1,72±0,06. Эти соотношения с отклонением не более ±10% сохраняются для окисленных и облученных образцов. Это позволяет применять наиболее простой вид испытаний — на сжатие в отсутствие вторичного распухания. При прогнозировании поведения графита необходимо учитывать не только его усредненные свойства, но и их разброс. Имеющиеся данные позволяют оценить влияние разброса свойств на работоспособность графита и установить диапазон радиационного изменения характеристик.

Имеется зависимость значения критического флюенса от температуры облучения.

Однако с учетом вариации исходных свойств она превращается в область значений (см. рис.

4).

Наиболее существенное влияние на формоизменение оказывает степень совершенства кристаллической структуры. С ее ухудшением уменьшаются значения Рт РКр„т, увеличиваются скорость усадки и вторичного распухания (см. таблицу 5).

Таблица 5 - Зависимость скорости усадки (1 = 500-600°С) образцов графита от степени

Тграф, С 1300 2000 2400

р, мкОм-м 40 31 12

2,6 8,6 18

и,'С

Рисунок 4 - Характер изменения Б^иг от рабочей температуры (1Р) и температуры графитации (Ц)

Экспериментальная оценка вариации формоизменения показала, что коэффициент вариации равен 13-15% для низкой температуры облучения (50- 90°С) и стабилизированного первичного распухания. Отмечено, что этот разброс вызван только неоднородностью свойств графита, поскольку облучение вели в одном канале с постоянной температурой. Для области усадки графита в интервале 450-950°С и диапазоне флюенса нейтронов (0,1-1,3)1022см"2 вариационный коэффициент для формоизменения образцов составлял 10-17%. Для области вторичного распухания среднеарифметический разброс формоизменения равен 13-20%.

Естественно, разброс свойств будет влиять на поведение блоков. Несмотря на отбраковку, в кладку все же попадали отдельные блоки с высоким электросопротивлением, т.е. с пониженной степенью совершенства кристаллической структуры. Скорость усадки таких блоков выше, чем блоков с нормальной графитацией.

В пятой главе приведены результаты исследований связанных с восстановлением газовых зазоров. После краткого рассмотрения причин и последствий исчерпания газовых зазоров (ГЗ) на реакторах РБМК описан алгоритм методологии прогнозирования параметров поэтапной реконструкции ячеек, включающий в себя следующие основные стадии:

анализ результатов измерений диаметров ТК и отверстий графитовых блоков; выявление зависимостей этих параметров от энерговыработки ячеек; прогнозирование состояния газового зазора в ячейках на момент следующего этапа ПЗТК с учетом планируемых показателей темпов нарастания энерговыработки в ячейках;

сравнение прогнозируемого состояния ячеек с выбранными критериями для принятия решения о допустимости эксплуатации реактора в течение планируемого срока; выбор ячеек для замены на следующем этапе ПЗТК.

Для реализации последней стадии разработана методика прогноза газового зазора в системе "ТК-графиговая кладка", позволяющая рассчитывать значения газового зазора в каждой ячейке реактора на момент проведения планируемого этапа.

Накопление ячеек с исчерпанным ГЗ происходит по, так называемой, кумулятивной кривой (см. рис. 5).

На рисунке 5 показана кривая, построенная по усредненным скоростям деформации на основании данных САЭС-1, полученных в 2004 году. На кривой можно выделить три области:

- начального контакта;

- область интенсивного исчерпания ГЗ;

- область затухания исчерпания зазора.

Задача планирования ремонта состоит в том, чтобы, своевременю заменяя канаты с максимальной деформацией, не попасть к началу следующего этапа во вторую область.

Рисунок 5 - Накопление ячеек с исчерпанным газовым зазором в течение эксплуатации реактора

После окончания строительства энергоблоков с реакторами РБМК производство кокса КНПС для изготовления графитовых колец и втулок прекратилось, а их запасы на ПО ЧМЗ практически исчерпались. В то же время, из-за проведения реконструкции активных зон реакторов РБМК с массовой заменой ТК, потребность в каналах, а следовательно и в графитовых деталях сохранилась. В связи с этим, на Челябинском и Московском электродных заводах опробовано производство графита ВПГ на базе альтернативных (нетрадиционных для графита РБМК) коксах: пекового (КП) и сланцевого (КС).

В 1998 году Челябинским электродным заводом была изготовлена опытно-промышленная партия графита ВПГ-КП, из которой для проведения исследований был поставлен комплект образцов (и изделий) в соответствии со специально разработанной программой.

Графит изготовлен по традиционной технологической схеме с заменой основного сырья -спецкокса марки КНПС - на пековый кокс по ГОСТ 3213-91 .

Московский электродный завод поставит образцы графита ВПГ-КС на основе сланцевого

кокса.

Сотрудниками НИИГрафиг, РНЦ «Курчатовский институт» и ФГУП НИКИЭТ с участием автора были проведены исследования свойств перечисленных выше образцов графитов. Исследования графита ВПГ-КС были выполнены позже, в 2004 году.

Оценивалось соответствие графита показателям ТУ на изг отовление графита ВПГ, таких как: прочность (сжатие и изгиб), плотность, удельное электросопротивление, зольность, содержание бора и предварительная оценка упругих свойств колец. Также исследовались: степень совершенства кристаллической структуры, теплопроводность, модуль упругости (динамический) и коэффициент теплового расширения.

Первое заключение было дано для графита ВПГ-КП (ЧЭЗ) и состояло в следующем:

- Образцы графита ВПГ-КП из опытно-промышленной партии удовлетворяют требованиям ТУ по плотности, удельному электросопротивлению, изтбной прочности, соответствуют достигнутым показателям выпускавшегося ранее графита ВПГ по характеристикам кристаллической структуры, динамическому модулю упругости, содержанию бора

Прочность при сжатии, измеренная на кубических образцах, находится на нижнем пределе, указанном в ТУ.

Вариация коэффициента термического расширения больше, а по величине на 15-50% меньше, чем у графита ВПГ.

Предварительная оценка его радиационной стабильности показала, что из-за пониженной величины КТР (по сравнению с графитом ВПГ) скорость его радиационной усадки должна быть несколько выше.

- При сравнении результатов нагружения колец из графита ВПГ и колец Челябинского завода, выяснилось, что они практически полностью идентичны.

Учитывая полученные результаты, графит ВПГ-КП рекомендован для серийного производства колец и втулок для оснащения ими топливных каналов РБМК.

В целях гарантированного обеспечения требований ТУ и уменьшения разброса характеристик, рекомендовало параллельно с началом производства графита ВПГ-КП продолжить его технологическую доработку, а именно:

- По возможности повысить плотность графита, что позволит ожидать гарантированного показателя прочности при сжатии.

- Стабилизировать показатели кристаллической и пористой структур с целью повышения коэффициента термического расширения желательно до уровня графита ВПГ и снижения величины вариации этого показателя.

Графит ВПГ-КП был запущен в производство.

Основные результаты исследований показаггы в таблице 6.

Таблица 6 - Средние значения (М) и вариационный коэффициент (V) свойств графита ВПГ и ВПГ-КП из опытно-промышленной (опп) и промышленной (пп) партий. Парралельньге образцы -числитель перпендикулярные — знаменатель. ____

Марка графита 4, г/см' р, мкОм'И Е.ГПа а„, МПа асж, МПа X, Вт/мК а, мкК"'

М V, % М V,0/» М М V,0/» М V, % М М у,%

ВПГ 1,84 1,2 1Л 10,4 22. 3,1 14 8 - 15 8 - 50 47 М 8,3 141 116 • М 4,9 -

ВПГ-КП (опп) 1,81 0,4 и. 11,4 М 3,4 М 6,2 ТА 1,3 14 11 14 57 40 37 46 18 138 116 • 2Л 3,0 -

ВПГ-КП (пп) 1,84 1,6 йЛ. 8,9 12,4 12,6 10,7 8,0 11,0 9,7 Зб.б 26,6 10,2 25,8 58,8 56,1 2Л 7,8 149 122 14,0 8,1 3,57 4,67 14,0 6,1

В 2004 году были выполнены лабораторные исследования образцов графита ВПГ-КС, изготовленного на Московском электродном заводе.

Их результаты показали, что физико-механические свойства графита удовлетворяют требованиям действующих ТУ 48-20-49-90, как в части регламентируемых показателей, так и по

факультативным; графитовые кольца удовлетворяют требованиям указанных технических условий по деформационным испытаниям.

Таким образом, все проведенные исследования позволили рекомендовать и графит ВПГ-КС для серийного производства колец твердого контакта.

В шестой главе приведены основные подходы и результаты разработки методологии оценки остаточного ресурса графитовой кладки реактора РБМК, а также рекомендация по ее совершенствованию с учетом разброса исходных свойств графита.

В основу создания методологии оценки ресурса графитовой кладки положена разработка алгоритма выполнения всего цикла работ. На рис. б показана последовательность основных действий от сбора и анализа исходной информации до выдачи заключения.

Для упрощения схемы часть моментов на рисунке опущена Так, очевидно, что при анализе исходных данных должны учитываться все особенности технологии изготовления и отклонения при эксплуатации графитовой кладки.

Рисунок 6 - Алгоритм оценки остаточного ресурса графитовой кладки

Моментом, отделяющим историю эксплуатации от прогнозируемого периода, является момент проведения расширенного комплексного обследования состояния кладки для начала работ по ПСС. При этом основным планируемым показателем эксплуатации кладки является значение

КИУМ, на основании которого исчисляется темп набора флюенса повреждающих нейтронов и, в итоге, определяется остаточный календарный срок эксплуатации графитовой кладки.

Для обеспечения системного подхода к решению задачи в алгоритме предусмотрено выполнение всего комплекса сопутствующих расчетов, таких как расчеты температуры и флюенса.

Далее приведено обоснование предельно-допустимых значений факторов, определяющих ресурс кладки с точки зрения выполнения кладкой своих функций.

Величина определяющего фактора или параметра состояния кладки должна быть прямо или косвенно контролируема на реакторе.

Критический флюенс нейтронного облучения графита и его прочность

Доза (флюенс) нейтронного облучения (и соответствующее ей время), при котором размеры образца графита возвращаются к исходному значению, используется как определение полезного срока службы графита.

Это значение флюенса было названо критическим, поскольку его достижение сопровождается последующим ухудшением практически всех важных для ресурса свойств.

По мере накопления опыта эксплуатации стало ясно, что этот критерий является слишком общим и не в полной мере отвечает требованиям, предъявляемым при определении предельно-допустимого состояния кладки как конструкционного элемента реактора.

Кладка реактораРБМК насчитывает более 20000 графитовых блоков.

При изготовлении серийной продукции неизбежен разброс реальных характеристик относительно заданных проектом. Это существенно затрудняет практическое применение критерия критического флюенса при оценке ресурса кладки как конструкции, тем более принимая во внимание, что фактические исходные характеристики каждого графитового блока неизвестны. Однако, до выявления устойчивой тенденции в изменении прочности графита, совсем отказываться от этого критерия представляется преждевременно.

Предложен способ применения оценки ресурса по критическому флюенсу с использованием референтных ячеек. Он состоит в прогнозировании времени достижения г^рщ- на наиболее нагруженном графитовом блоке референтной ячейки и переносе полученного значения на всю кладку. При этом само значение Ркрт определяется по результатам статистической обработки результатов исследования кернов.

По мнению автора, возможен и другой метод уточнения значения критического флюенса, основанный только на внутриреакторных измерениях.

Для повышения достоверности оценок применительно к графитовым блокам и колоннам предлагается рассматривать их в качестве «образца» и проводить оценки на основании последовательных изменений диаметра отверстия (соответствующего Ь_1_) и высоты блока (соответствующего Ьл), учитывая, что исходные значения этих размеров известны с достаточной точностью. Поскольку имеется существенная неравномерность диаметра отверстия блока по его высоте, потребуется проводить предварительную обработку первичных результатов измерений. Для оценки критического флюенса полученные данные обрабатывались по формуле:

А V = 2 А1± ^ А£ц

К Ац. Ащ

Где Уо, Ьо _!_, Ьои - соответствующие исходные размеры.

Предельное по ресурсу состояние графита определяется соотношением, когда флюенс нейтронов, достигнутый графитом, становится равным Бкриг, что означает, что = 0.

Недостатком этого предложения является отсутствие на настоящий момент технических средств для измерения высоты блока с требуемой точностью.

При оценке остаточного ресурса графитовой кладки 1-ого энергоблока КуАЭС применялся первый подход, который можно считать приемлемым для предварительного заключения. Он состоял в статистической обработке результатов измерений плотности графита образцов, выбуренных из блоков и обеспечивал получение консервативного значения критического флюенса.

Прочность графита, как материала, обуславливает несущую способность графита и, следовательно, сохранение замедлителя в заданном объеме.

В итоге, при оценке предельного состояния кладки необходимо от значений критического флюенса переходить к значениям механических свойств графита.

На данном этапе предлагается принять, что предельные значения этих параметров (на этапе вторичного распухания) равны их минимальным значениям в соответствии с техническими условиями на поставку.

Целостность графитовых блоков

Целостность графитового блока является одним из важнейших факторов, определяющих работоспособность и ресурс графитовой кладки, поскольку её нарушение может повлиять на выполнение всех функций кладки.

Согласно схеме рис. 3 можно выделить три стадии нарушения целостности блоков: трещинообразование, фрагментация и окрошивание.

Как показал опыт работы промышленных аппаратов, растрескивание блока не ограничивает работоспособность графитовой кладки благодаря тому, что графитовые колонны собраны в единую структуру каналами в центральной части АЗ и штангами на периферии реактора.

Автором предложено принять в качестве критерия предельного состояния колонны допустимость наличия в блоках сквозных трещин до тех пор, пока не нарушается несущая способность блоков, величина искривления колонн не превышает предельно-допустимые значения, а также отсутствует изменение нейтронно-физических характеристик зоны. Обоснованность такого подхода определяется тем, что при перечисленных условиях графитовая кладка продолжает выполнять свои функции.

Фрагментация и окрошивание графитовых блоков могут быть определены как явление осыпания части графита блоков при их множественном растрескивании. Из-за перераспределения плотности графита по объему это может привести к изменению его замедляющей способности по высоте АЗ и ускоренному искривлению.

Оценить количественно последствия такой фрагментации графита блоков и тем более её вклад в дополнительное искривление колонн графитовой кладки реакторов РБМ-К (в критериальной форме) пока не представляется возможным. В связи с этим фрагментация и окрошивание блоков с перераспределением массы графита по объему кладки, на данный момент признаются недопустимыми.

Искривление графитовых колонн

Искривление графитовой колонны, или, иными словами, отклонение от прямолинейности, количественно характеризуется стрелой прогиба (Н) - высотой сегмента, образованного осями прямого и искривлённого каналов.

Искривление графитовых колош является одним из определяющих параметров состояния кладки, поскольку непосредственно связано с работоспособностью и заменяемостью всех внутризонных устройств, а также величиной ТСТ. Помимо этого, сам факт начала искривления графитовых колонн свидетельствует о происходящих под воздействием радиационного облучения и температуры существенных изменениях в целостности и свойствах графита, как конструкционного материала кладки.

Для иллюстрации важности этого фактора может быть привлечён опыт эксплуатации промышленных аппаратов (см. рис. 7).

Быстрое увеличение температуры графита наступает только после завершения процесса массового растрескивания графитовых блоков практически по всей зоне и одновременно наступает ускоренное нарастание кривизны периферийных ячеек реактора.

Рисунок 7 - Деградация кладки реактора ПО "Маяк"

На промышленных реакторах с момента завершения массового растрескивания графитовых блоков и до начала существенного нарастания стрелы прогиба ячеек проходит большой инкубационный период, который можно оценить в 7-40 лет.

Предельно-допустимое значение искривления колонн обосновывается путем анализа условий обеспечения работоспособности и заменяеемости основных внутризонных устройств: тепловыделяющей сборки (TBC), технологического канала и стержней СУЗ.

Получено, что искривление канальной трубы, превышающее 80 мм, приведет к снижению зазора между ТК и TBC до величины менее 1 мм и, вследствие этого, резкому снижению критической мощности и теплотехнической надежности TBC.

Одним из главных требований безопасности является обеспечение проходимости стержней СУЗ в каналах с учетом возможного искривления колонн графитовой кладки в процессе длительной эксплуатации.

В результате анализа определен наиболее критичный по проходимости участок стержней СУЗ и сделан вывод о допустимости максимального прогиба оси канала до 62 мм, при котором обеспечивается проходимость стержней СУЗ.

Таким образом получаем, что проходимость стержней СУЗ становится определяющим фактором для работоспособности кладки.

Величина телескопического соединения трактов (ТСТ)

Величина ТСТ - линейный размер А (см. рис. 8), характеризующий протяженность участка сцепления фланца в сборе с верхним трактом ТК.

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 на цилиндрической поверхности тракта-10мм, плюс добавка на погрешность измерений (±10 мм) и кривизну колонны до 100 мм (« 10 мм).

В результате предельно допустимая величина ТСТ на расхоложенном реакторе составила

30 мм.

H> > «до V'-

Если количество ячеек, п которых значение ТСТ равно или менее допустимого, будет стиль существенным, что ремонт будет признан экономически

неоправданным, то этот параметр можно будет считать определяющим ресурс кладки.

Требование определяющих непосредственно обуславливает

контролируемости параметров на реакторе необходимость

конкретизации Объекта контроля, ß связи с этим, было предложено ввести понятие референтных ячеек: "базовой", имеющей среднеарифметическую энерговыработку по реактору и "средне максимальной", имеющей среднеарифметическую л rep го и ы-рабогку среди всех ячеек с энерго выработкой больше, чем у (начальное понятие "среднемаксимальной" ячейки было сформулировано с участием PHI I "Курчатовский институт'").

Эти референтные ячейки используются для оценки прочности графита, расчета Fh1)lrT и цедэспюсго блоков. Расчеты проводятся для максимально нагруженного б;юка в сечении максимального фяюеяса.

На рисунках 9-10 приведено типовое распределение плотности потока нейтронов с энергией более 0,18 МэВ по высоте внутренней поверхности колонны И но диаметральному сечению графитовых блоков.

Референтная ячейка, с одной стороны, должна быть достаточно представительной, чтобы по ней можно было бы судить о состоянии всей кладки, та, с другой стороны, не может быть ячейкой с максимальным флюенсом и минимальным уровнем механических свойств. Чрезмерный консерватизм приведет к существенным экономическим потерям. На данном этане основным критерием выбора « среднемаксимальной» ячейки может стать критерий «представительности», определяемый как отношение количества ячеек е энерговыработкой меньше энерговыработки «среднемаксимальной» ячейки к общему количеству ячеек.

Обоснование допустимости количества ячеек, энерговыработки которых превышают среднем а кси мал ьные. основано па анализе запасов, заложенных при рассмотрении «среднемаксимальной» ячейки и запасов «живучести» реактора в целом. В последнем случае имеется и виду количество ячеек, которые могут быть заглушены без существенного снижения мощности и нарушения проектных пределов безопасности.

Рисунок К - Ячейка с телескопическим соединением трактов (ТСТ)

= 0,0 Е + О О 5,0Е«21 1.0Е*22 1,5Е»22 2,0Е»22 флюенс, н/смд2

Рисунок 9 - Характер типового распределения плотности потока повреждающих нейтронов по высоте активной зоны на внутренней поверхности блока ячейки ТК п. ед.

Расстояние от цектра ячейки, мм

Рисунок 10 - Характер типового распределения плотности нейтронного

В качестве предельного варианта оценки «живучести» реактора предлагается рассмотреть вариант загрузки реактора TBC максимально- допустимой мощности равной 3 МВт. В этом гипотетическом случае (в реальности такая ситуация невозможна) для получения номинальной тепловой мощности реактора 3200 МВт необходимо 1067 ячеек из 1661(1693) имеющихся в реакторе. Иными словами предельная представительность референтной ячейки не может быть меньше 64%.

При использовании «среднемаксимальной» ячейки для оценки остаточного ресурса кладки по критерию прочности графита закладываются также запасы, которые позволяют рассматривать полученные результаты для ячеек с большими энерговыработками.

В расчёте запаса до критического флюенса нейтронов рассматривается сечение с максимальным распределением флюенса нейтронов по высоте активной зоны. Такое сечение в колонне одно, а остальные 13 блоков имеют меньшие значения флюенса и, соответственно, больший запас до критического значения.

На ЛАЭС-1 недоучёт ячеек, имеющих энерговыработку больше «среднемаксимальной» ячейки, составлял 20% , а запас по выбору сечения с максимальным флюенсом составляет 30% (kz=l,3). К тому же, максимальный флюенс нейтронов приходится на внутреннюю поверхность блока, а на наружной поверхности блока он в 1,6 раза меньшг. При этом графит сохраняет достаточную прочность и после достижения критического флюенса нейтронов.

Оценки ресурса кладки по состоянию ячеек с максимальным флюенсом являются чрезмерно консервативными и экономически неоправданным, поскольку в итоге могут привести к необходимости преждевременной остановки реактора.

Если рассмотреть, например, гистограмму распределения энерговыработок ячеек 1-го энергоблока Ленинградской АЭС на момент комплексного обследования кладки выполненного в 2002 году (см. рис. 11), то видно, что перегрузка топлива при работе реактора определяет наличие в нем в любой момент небольшого количества ячеек, энерговыработка которых, а следовательно и флюенс повреждающих нейтронов на графит, является максимальной (7 ячеек с энерговыработкой более 16000 МВт-сут).

^стогр пчма энергйдцработы! ЛАС-1

Б.Я. С.М.Я.

Ц 1118

I в

* со

1

£3 13« ■ п ш 1

} и и а 1 1 1 ! 1 1 т

т/ юай те* ПОМ П1П

Состояние этих ячеек, ввиду их малого количества, не определяет состояние всей кладки, однако информация, которая может быть получена при их обследовании, является очень ценной, поскольку даег представление о том, что будет с основным массивом кладки через некоторое время. В особенности это касается прогноза изменения свойста графита. Такие ячейки предложено использовать как «опережающие». Информация, получаемая при обследовании "опережающих1' ячеек, отвечает всем необходимым требованиям, поскольку в ней заключены данные по реальным блокам

РВМК, работающих в реальных условиях.

В таблице 7. в качестве иллюстрации на примере 1-го блока ЛАЭС, показано на какой период времени возможно опережение по флюс псу в "опережающей" ячейке по сравнению с "базовой" и "среднем аксимальной" ячейками при поддержании в пей разных значений мощности.

Таблица 7 - Время опережения

Рисунок 11 - Гистограмма распределения энерговыработок

Мощность, МВт Время опережения но отношению к -6азовой"/"среднемаксимальноГг', год

2007 2012 2017

2.5 6.7/3.1 8.2/3.9 98/4.2

2.6 6.9/3,4 8.8/4.4 10.6/5.3

2.7 7.2/3.6 9,3/4.8 11.4/6.0

Например видно, что после работ ы на мощности 2.6 МВт, исследуя графит "опережающей"' ячейки в 2007 году, мы будем иметь возможность прогнозировать состояние кладки до =2014 года по "базовой" и до =2011 года по "среднемаксимальной" ячейкам и получим достоверные данные о том, совпадает или нет значение критического флюенса с реальным.

Еще большую ценность приобретает информация по опережающей ячейке, если в ней имеется недографигирОванный фафитовый блок, поскольку все процессы в нем происходят быарес, чем в блоках изготовленных точно в соответствии с номинальными параметрами технологического процесса,

11редставляется возможным на основе анализа данных по сравнению скоростей изменения диаметров в нормальных и недогрэфигнрованных блоках (по замерам во время ПЗПС и ПСС) создание методологии уточненного прогнозирования состояния и остаточного ресурса кладки.

Таким образом, эта уникальная особенность реактора РВМК даст возможность прогнозировать состояние его графитовой кладки, анализируя состояние "опережающей" ячейки.

Изложенные выше подходы положены в основу разработки методики оценки остаточного ресурса кладки.

Методика состоит из введения, общих положений - раздел 1, раздела 2 по оценке технического состояния кладки в период проведения комплексного обследования, раздела 3 -оценка остаточного ресурса графитовой кладки и 5-ти приложений.

В подразделе 1.1. «Термины и сокращения» впервые определены основные понятия, на которых базируется методология оценки ресурса кладки

Значения и методы измерения определяющих (критических) параметров, характеризующих границы работоспособности графитовой кладки в нормальных условиях эксплуатации, приведены в таблице 7 раздела 2.

Кладка считается работоспособной, если указанные параметры находятся в границах, приведенных в таблице 8.

Оценка и прогнозирование технического состояния кладки по критерию прочности (механических свойств графита) выполняются для максимально напряжённых графитовых блоков «базовой» и «среднемаксимальной» ячеек.

Таблица 8 - Предельно-допустимые значения и методы измерения определяющих (критических) параметров работоспособности ГК._

№ Наименование параметра Предельно-допустимое значение Метод контроля

1. Прочность графита: Пределы прочности при растяжении, сжатии и изгибе. Не менее, чем минимально-допустимые значения по ТУ 48-20-83-76* Исследование образцов (кернов) графита, отбираемых из реперных графитовых колонн, блоков.

2. Стрела прогиба колонны. Не более 50 мм, (что соответствует значению зенитного угла не более 85') Контроль производится путем измерения искривления канала на остановленном реакторе.

3. Величина телескопического соединения верхних трактов (ТСТ). Не менее 30 мм * * Измерения выполняются либо при извлеченном ТК путем измерения размера Б (см. рис.1), либо непосредственно величины ТСТ через стенку ТК с помощью специального прибора

4. Целостность графитовых блоков. Раковины, сколы, трещины *** Визуальный осмотр после извлечения ТК.

* - Уточняется по результатам расчёта прочности блоков. Одновременно с определением мехсвойств графита для предварительной оценки может применяться критерий достижения критического флюенса (Р^) в графитовых блоках референтных ячеек.

**' - Достижение предельного значения ТСТ в отдельных ячейках означает необходимость их ремонта.

- Раковины, сколы и трещины являются допустимыми, пока не нарушается несущая способность блоков, величина искривления колони не превышает предельно-допустимые значения, а также отсутствует изменение нейтронно-физических характеристик зоны.

Третий раздел - «Оценка остаточного ресурса графитовой кладки» является основной частью методик. Он определяет последовательность выполнения работ и модель оценки остаточного ресурса ГК и фактически являются формализованным описанием алгоритма приведенного выше.

Системный подход в методике обеспечивается наличием алгоритма действий и приложений- частных методик, позволяющих решать почти все сопутствующие задачи, а именно: Приложение I. Методика оценки и прогнозирования состояния графита по результатам исследования кернов;

Приложение 2. Методика оценки и прогнозирования температуры графита; Приложение 3. Методика оценки и прогнозирования флюенса нейтронов; Приложение 4. Методика оценки и прогнозирования целостности графитового блока; Приложение 5. Методика прогнозирования изменения высоты графитовой колонны.

Далее изложены рекомендации автора по совершенствованию описанной методики.

В процессе жизненного цикла уран-графитовых реакторов, начиная от момента проектирования и до начала работ по обоснованию продления срока их эксплуатации подход к оценке ресурса графитовой кладки претерпевает существенные изменения. Можно выделить три стадии в эволюции подхода:

-директивное назначение срока эксплуатации реактора без какого либо научно-технического обоснования, как это было сделано для первых ПУГРов;

-прогнозирование ресурса графитовой кладки на базе исследования образцов графита, облученных в исследовательских реакторах;

-обоснование ресурса кладки на основе результатов диагностики ее состояния в процессе эксплуатация реактора.

Необходимость перехода к третьему варианту оценки ресурса продиктована в первую очередь появлением задачи продления срока службы 11-ти энергоблоков с реакторами РБМК, во вторую - сложностью, а иногда и невозможностью переноса результатов исследования образцов на реальные графитовые блоки, и, в третью - появлением большого объема информации по реальному состоянию графитовых кладок энергоблоков. Но главное - это то, что для обеспечения безопасной эксплуатации реактора и своевременного принятия решения о его остановке параметры, определяющие предельно-допустимое состояние графитовой кладки, должны быть контролируемы на реакторе.

«Нормы расчёта на прочность типовых узлов и деталей из графита уран-графитовых канальных реакторов» НПР-01-90 базируются на средних исходных значениях свойств графита.

Разработанная методика по части параметров (стрела прогиба, величина ТСТ) учитывает разброс свойств и размеров в силу интегрального характера самих параметров.

В части прочности учёт ограничивается только тем, что при оценке Р,р„ в результате статобработки в массиве данных используются все данные по кернам, включая керны из недографигированных блоков.

И надо отметить, что на данном этапе продления срока службы графитовых кладок, пока их состояние далеко от предельного, это вполне допустимо.

Однако, в дальнейшем оценка по средним значениям не будет обеспечивать достоверность результатов. Оценка по минимальным значениям приведет к излишнему консерватизму и неоправданному уменьшению значения ресурса Поблочный учет фактических вариаций свойств невозможен из-за отсутствия данных по каждому графитовому блоку.

Выход из казалось бы тупикового положения может дать диагностика состояния кладки, позволяющая выявить "аномальные" блоки по отличию скорости их формоизменения от средних значений. В первую очередь по измерению диаметров отверстий в графитовых блоках. Методически наиболее логичным представляется следующий подход:

1) На основе результатов измерений необходимо создать базу данных по месту нахождения аномальных блоков в кладке

2) Используя зависимость изменения диаметров этих блоков от флюенса, которую можно получить на головном энергоблоке, прогнозировать изменение их состояния по параметрам, определяющим ресурс: прочности (достижению критического флюенса), целостности (как фактора, обуславливающего начало искривления колонн) и изменению высоты блока (с точки зрения влияния на величину ТСТ).

3) В случае, если достижение предельно-допустимых значений этих параметров приводит к сокращению планируемого ресурса кладки, разработать и реализовать корректирующие мероприятия, такие как повторное увеличение ТСТ или замена графитового блока.

Таким образом, мы переходим от оценки ресурса кладки к элементам управления ресурсом. Такой подход позволяет обеспечить максимальный ресурс безопасной эксплуатации кладки.

На данный момент наиболее реальным представляется применение этой концепции в полном объеме на 3-ем энергоблоке Смоленской АЭС и 5-ом энергоблоке Курской АЭС, поскольку в первом случае поэтапная замена ТК только начинается, что позволяет использовать ее для проведения массовых измерений блоков, а на КуАЭС-5, если не сохранилась документация на графитовые блоки, эти работы можно запланировать.

На остальных энергоблоках имеется ограниченный объем измерений диаметров отверстий блоков во время замены каналов. Эти ячейки можно использовать как реперные точки для контроля, а основной объем измерений выполнить для ТСТ через стенку канала.

Очевидно, что изменение значений ТСТ на заключительной стадии эксплуатации реактора может информировать нас не только о скорости высотной усадки графитовой колонны, но и о целостности блоков. Так, если по результатам предшествующего контроля скорость усадки стала резко увеличиваться, это может быть свидетельством начала разрушения одного из блоков колонны.

Однако и сама система диагностики должна постоянно совершенствоваться в соответствии с уточнением параметров, определяющих ресурс кладки.

Так, например, рассмотрим прочность графита. Практически, с момета появления первых уран-графитовых реакторов и до наших дней контроль этого параметра остался неизменным. Это выбуривание и исследование кернов.

Очевидно, что этот метод обладает рядом существенных недостатков, таких как: малая представительность, неизбежное внесение «дефектов» в работоспособные графитовые блоки, получение информации о состоянии только внутреннего, близкого к поверхности слоя графита, большие трудо- и дозозатраты при выбуривании.

Для того, чтобы снять хотя бы первые две проблемы, можно было бы пойти по известному в металловедении методу, когда оценка механических свойств материала производится путем пересчета значений его твердости, получаемых непосредственно при контроле. Такой подход существенно упростил бы процедуру контроля и позволил бы существенно увеличить его объемы ми, другими словами, повысить представительность. Однако его реализация проблематична из-за особенностей структуры графита.

Таким образом, на заключительной стадии эксплуатации реакторов РБМК результаты контроля ТСТ и искривления колонн могут стать основными параметрами при определении остаточного ресурса графитовой кладки, поэтому совершенствованию оборудования и методики их измерения особенно на работающем реакторе должно уделяться особое внимание.

Из изложенного видно, что разработанная методика пока не даёт исчерпывающие ответы на все вопросы по обоснованию ресурса кладки. Есть еще вопросы, которые требуют проведения дальнейших исследований и последующей корректировки методики. К основным из них автор хотел бы отнести:

• уточнение критериев предельного состояния в части более чёткого обоснования понятия несущей способности графитовых блоков и колонн, обоснования предельно-допустимых значений механических свойств графита и критического флюенса нейтронов;

• разработку методики прогнозирования искривления колонн.

Несомненно, что по мере накопления фактического материала по состоянию кладок головных энергоблоков эти вопросы будут своевременно решены.

В седьмой главе приведены результаты исследований в обоснование продления срока службы графитовых кладок 1-ого и 2-го энергоблоков Ленинградской АЭС и 1-ого энергоблока Курской АЭС, выполненные на основе разработанной методики. Проанализированы возможности увеличения до 50 лет срока эксплуатации графитовой кладки 5-ого энергоблока Курской АЭС. Основной акцент сделан на последних двух энергоблоках

На 1-ом энергоблоке ЛАЭС впервые была использована разработанная методика. Результаты исследований позволили сделать вывод о том, что имеются все предпосылки для эксплуатации графитовой кладки до 45 лет, вместо назначенных 30.

При проведении исследований на 2-ом энергоблоке Ленинградской АЭС были выявлены некоторые новые факторы в состоянии кладки по сравнению с 1-ым энергоблоком. В частности:

1. Наличие "недографитированных" графитовых блоков, скорости и величины изменения диаметров отверстий которых значительно превышают остальные.

2. Качественное изменение профиля ячеек в момент перед МЗТК и в настоящее время

Если до МЗТК профиль диаметра в центральной части в основном коррелировал с профилем высотного распределения флюенса, то потом он как бы поменял знак. То есть там, где значение флюенса больше, значение диаметра стало больше.

Изменение характера профиля ячеек стало свидетельством того, что у большинства центральных по высоте блоков уже началась стадия вторичного распухания. В пользу этого свидетельствует и явное присутствие вторичного распухания "недографитированных" блоков. Результаты обработки измерений показаны на рис. 12.

Рисунок 12 - Зависимость относительной суммарной усадки ГБ от флюенса повреждающих

нейтронов (2-ой вариант)

Оценка остаточного ресурса (срока эксплуатации) графитовой кладки показала, что, несмотря на выявленные особенности, работоспособность кладки в течение 45 лет может быть обоснована.

Первый энергоблок Курской АЭС

Энергетический пуск 1-го энергоблока Курской АЭС состоялся в декабре 1976 года.

Принимая во внимание, что на два энергоблока ЛАЭС графит поставлялся с Московского электродного завода, на котором после этого остался задел графитовых блоков, не исключено, что на реакторе КуАЭС-1 смонтированы графитовые блоки с обоих заводов (ЧЭЗ И МЭЗ).

Внутриреакторное комплексное обследование было выполнено в 2004 году. Основные результаты измерений приведены в таблице 9.

Осмотр графитовых блоков обследованных ячеек не выявил наличие трещин и сколов.

Измерения прямолинейности ТК были проведены на 30 топливных ячейках. Максимальное значение прогиба было зафиксировано в ячейке 45-52 и составило 9,8 мм.

В качестве "среднемаксимальной" ячейки была выбрана ячейка 30-45 с энерговыработкой 12098 МВт-сут.

Гистограмма распределения энерговырабогок ячеек приведена на рисунке 13.

Ресурс графитовой кладки исчисляется в эффективных сутках работы реактора на номинальной мощности, либо в МВт-сут (для референтных ячеек).

При оценке срока эксплуатации в календарных годах используется значение КИУМ.

Из сравнения энергонаработки на момент КО 1-го энергоблока КуАЭС (5647 эфф. сут.) и 2-го энергоблока ЛАЭС (7395 эфф. сут.) видно, что графитовая кладка последнего на 1748 эфф. сут. опережает Курский энергоблок. При КИУМ равным 0,81 это составляет 5,9 лет.

Таблица 9 - Результаты измерений п период СПР 2004 г.

№ п/п № ячейки Минимальный диаметр отверстия графитовой колонны до расточки, мм Минимальный диаметр отверстия графитовой КОЛОННЫ после расточки, мм Высота графитовой колонны, мм Размер "Б'ТТСТ, мм

1 21-32 113,60 ! 13,85 7900 220/110

2 24-31 Í1339 I13,88 7895 225/105

3 27-23 113,44 113,89 7890 230/100

4 30-45 113,53 113,90 7880 235/95

5 34-50 113,44 113,86 7890 207/123

6 40-31 113,51 113,90 7885 225/105

7 47-23 113,43 113,75 7890 215/115

8 53-50 113,32 113,79 7885 235/95

9 57-44 113,50 113,81 7890 235/95

10 63-37 113,37 113,83 7880 215/115

И 26-25(СУЗ) 113,27 113,83 7945 165/165

■i 00

350

. 300 f" 9

S 250 № Т

Í 200

| 1ЙО

с о

* 100

50 0

4000 5000 6000 7000 BOOD 9000 <0000 11 ООО 12000 13000 1400Э Энергсвы работка, МРт.еут

Рисунок 13 - Гистограмма распределения энерговыработок ячеек на момент КО

Сопоставление имеющихся данных по свойствам урафига, изгояраышвавшег<ка на МЭЗ и ЧЭЗ показало, что:

- плотность фафша практически одинакова для обоих поставщиков;

- по пределу прочности на растяжение и изгиб Графит ЧЭЗ несколько (в пределах =25%) уступает графиту МЭЗ, в то время как по среднему значению предела прочности на сжатие превосходит его;

- но удельному электросопротивлению для интересующего нас периода времени (1972 — 1974 г.г.) графят обоим поставщиков также практически одинаков, хотя разброс значений для ЧЭЗ больше.

Видно, что фактическое различие исходного состояния графита, изготовленного на МЭЗ и ЧЭЗ, конечно есть, однако оно не столь значительно, чтобы коренным образом изменить характер поведения графита под облучением.

Вторым важным фактором, влияющим на прогноз остаточного ресурса кладки, является температура ее эксплуатации. С точки зрения истории эксплуатации корректное заключение сделать нельзя из-за отрывочности сведений, сохранившихся в архивах. Предложен другой подход, основанный на сравнении средних скоростей формоизменения графитовых блоков, рассчитанных на основе результатов измерений диаметров отверстий колонн во время МЗТК и КО. При сравнении этого параметра для разных энергоблоков отсутствие существенных отличий автоматически означает идентичность параметров эксплуатации.

Проведенное сравнение показывает, что несмотря на то, что скорости усадки отверстий на КуАЭС-1 оказались ниже, в первом приближении использование результатов прогнозирования ресурса кладки 2-го энергоблока ЛАЭС для 1-го энергоблока КуАЭС вполне обосновано.

Основной задачей прогноза изменения диаметров является последующая оценка их влияния на изменение газового зазора, температуры и ресурса графита.

Рассматривая формы профилограмм измерений диаметров отверстий колонн, можно отметить, также как и на ЛАЭС-2, наличие недографигированных графитовых блоков, скорости и величины изменения диаметров отверстий которых значительно превышают остальные (см.

рисунок 14).

При осмотре ячеек трещин на внутренней поверхности ГБ не обнаружено.

Результаты обработки основной массы измерений без учета "недографигированных" блоков показаны на рис. 15.

3000

60СК) 6500 7000 7500

г {

\ \ Г

N \ Л ¡р1 ■"

/ ги —

! Ь

1 V)

! т-3

¡' / 1 /

\ { ■2

\

/

1 гп —

! ( -Ь-

) \

С

110,0 110,5 111,0 111.5 112,0 112,5 113.0113,5 114,0 114.5 115,0

Рисунок 14 - Совмещенные профилограммы диа метров отверстой графитовой колонны ячейки 24-31 до расточки (1), после расточки (2), во время КО (3) и приведенного диаметра ТК

Рисунок 15 - Зависимость относительной суммарной усадки ГБ от флюенса повреждающих нейтронов

Из рисунка видно, что:

- малая энерговыработка ячеек КуАЭС-1 не дает возможность спрогнозировать изменение диаметра отверстий даже до момента окончания стадии усадки, поэтому использование результатов измерений ЛАЭС-2 обосновано;

- прогноз с использованием данных ЛАЭС-2 дает более консервативный результат по максимальным значениям усадки, вероятно из-за более низкой температуры эксплуатации кладки ЛАЭС-2 по сравнению с КуАЭС-1.

Из-за начала вторичного распухания графита или растрескивания блоков критерий исчерпания газового зазора из числа ограничивающих ресурс кладки может быть исключен.

Однако, поскольку величина газового зазора оказывает влияние на температуру графита, его возможное изменение должно учитываться при оценке ресурса кладки.

На рисунке 16 изображен характер изменения газового зазора в процессе эксплуатации

блока.

флюенс, н/смл2

Примечание: 1)----кривые изменения диаметров по данным КуАЭС-1;

2)......- кривые изменения диаметров по данным КуАЭС-1 и ЛАЭС-2.

Рисунок 16 - Изменение диаметров ТК и графитовых блоков в зависимости от флюенса

Учитывая, что рост диаметра ТК на последней стадии эксплуатации как бы компенсирует возможное увеличение ГЗ за счет вторичного распухания графита, для оценки температуры графита предложено принять, что значение газового зазора в конце продлеваемого периода не превысит исходной величины в 3,43 мм

Достижение критического флюенса.

Для оценки критического флюенса в качестве исходного значения заложено распределение температуры по блоку на середину прогнозируемого периода времени.

На рис. 17 показаны совмещенные кривые распределения по сечению наиболее нагруженного блока «среднемаксимальной» ячейки флюенса на момент КО (кривая 1) и температуры на середину продлеваемого периода (кривая 2).

На базе кривой распределения температуры по сечению блока, построена кривая 3, отражающая соответствующее изменение Икрит.

Из сопоставления запасов от текущего значения флюенса до Гкр11Т для каждого сечения блока видно, что определяющей является внутренняя поверхность блока, так как разница в значениях флюенса здесь минимальна.

Для оценки состояния графита по критерию достижения критического флюенса в референтных ячейках определяются графитовые блоки с максимальной плотностью нейтронного потока и для них производится оценка запаса до Р,ф .

2.80Е+22

2.60Е+22

2.40Е+22

2.20Е+22

"s ■ц. 2.00Е+22

X

о Б 1.80Е+22

s с; 1.60Е+22

-в-

1.40Е+22

1.20Е+22

1.00Е+22

8.00Е+21

55

- ! i ! ; з-|.....i у [ - - .....I-fi 1 ■ ■"•"•""il Î !

T i

! ! HT щ .....M4-J- -f" ■7 3

2 / 4-l-H..... ! 1 i i 1

\yf\

/, ! ! 1

1 i 1 1 ! !

_

I 1 ! ! Mil |

75 95 115 135 155

линейный размер блока по диагональному сечению (от центра отверстия), мм

610,0 590,0 570,0

<Р

550,0 &

I

530,0 g 510,0 490,0 470,0

175

1-распределение флюенса по толщине блока; 2 - распределение температуры по сечению блока на середину продлеваемого периода; 3 - распределение величины критического флюенса по толщине блока в зависимости от температуры; 3' - распределение величины критического флюенса по толщине блока, полученное на основе статистического анализа данных по плотности графита.

Рисунок 17 - Распределение флюенса нейтронов и температуры по толщине графитового блока"среднемаксимальной"ячейки

В ходе работ по КО графитовой кладки сотрудниками НТЦ ЯРБ совместно с ФГУП НИКИЭТ и РНЦ КИ было получено откорректированное значение величины критического флюенса на основе статистического анализа данных по плотности графита образцов-кернов. Критическая величина флюенса по нижней границе 95%-го доверительного интервала составляет 2,55-1022 н/см2. В связи с этим распределение критического флюенса по сечению блока откорректировано эквидистантным смещением кривой 3 (см. кривую 3').

Среднегодовой прирост энерговырабсггки "среднемаксимальной" ячейки составит 621 МВт-сут, что соответствует приросту максимального по высоте флюенса 7.3-102°н/см2 для внутренней поверхности блока и 4.15-1020 н/см2 для угла блока.

Откуда получаем, что по этому критерию графитовая кладка может эксплуатироваться ещё

16 лет.

Такая оценка может рассматриваться как консервативная, поскольку реальная несущая способность блока обусловлена не внутренним слоем графита, а центральным (по толщине блока) его массивом, где плотность потока нейтронов меньше. Учитывая это, можно предполагать, что, даже ориентируясь на "среднемаксимальную" ячейку, по критерию достижения критического флюенса остаточный ресурс графитовой кладки может достигнуть 18 лет.

Очевидно, что реальные запасы по прочности графита должны периодически уточняться на основе исследования образцов-кернов, высверленных в период КО из блоков.

Величина телескопического соединения трактов.

На момент проведения замены каналов в реакторе не было ячеек с остаточной величиной ТСТ меньше 109 мм.

На рисунке 18 приведены данные по скорости уменьшения величины ТСТ по 10 ячейкам, где проводились измерения размера «Б» в периоды МЗТК и КО.

Видно, что во всех кроме одной (27-23) ячейки усадка колонны либо продолжается примерно с одинаковой скоростью (34-50, 47-23, 53-50, 21-32, 57-44, 30-45) как до МЗТК, так и после, либо замедлилась (24-31,40-31, 63-37).

4000 6000 8000 10000

Энергопыработк» ячейки, МВт.суг

Рисунок 18-Изменения размера ТСТдля Юячеек 1-го энергоблока КуАЭС

На рисунке 19 приведены данные по остаточной величине ТСТ на момент МЗТК по всем ячейкам реактора и 10 ячейкам, измеренным в период КО, а также средняя скорость уменьшения ТСТ (пунктирная линия) и максимальная скорость для ячеек, с максимальным темпом набора энерговыработки и минимальной величиной ТСТ (сплошная линия). Значения скоростей составили 0,0087 мм/МВт.сут и 0,0127 мм/МВг.сут соответственно.

Рисунок 19 - Остаточная величина ТСТ в зависимости от энерговыработки

Согласно действующему регламенту предельная величина ТСТ составляет 30 мм. Исходя из КИУМ = 0,81 предельное значение величины ТСТ на части ячеек может быть достигнуто через 5,3 года эксплуатации после проведения КО. В этих ячейках необходимо выполнить восстановление компенсирующей способности ТСТ до истечения указанного срока.

Искривление колонн.

В связи с очевидным отсутствием динамики изменения искривлений колонн 1-го энергоблока КуАЭС, на данном этапе по этому параметру выполнены только предварительные оценки на основе сравнения с ПУГРами.

С начала массового растрескивания графитовых блоков кладки до начала ускоренного искривления графитовых колонн проходит достаточно много времени.

Оценка времени появления продольных трещин (ПТ) в ячейках кладки 1-го блока КуАЭС, приведенная в расчете РНЦ КИ, показала, что, считая от момента КО графитовой кладки, время начала массового растрескивания ГБ составляет 9-11 лет.

С начала массового растрескивания ГБ кладки до наступления заметного искривления колонн проходит инкубационный период в 5-7 лет, связанный с исчерпанием зазора между соседними колоннами кладки, который за счет радиационной усадки по наружной поверхности ГБ может достигать на этот момент 5-10 мм (вместо 1-2 при монтаже кладки).

Учитывая, что с начала взаимодействия блоков в соседних колоннах до достижения предельного значения искривления колонн также пройдет достаточно большой отрезок времени (по аналогии с реактором АВ-3, 5-7 лет) получается, что в периферийных рядах A3 реактора 1-го энергоблока КуАЭС предельно-допустимое искривление - 50 мм не должно наступить раньше 45 лет работы реактора на номинальной мощности.

Сопоставление оценок ресурса графитовой кладки, выполненное по отдельным критериям, показало, что ни по одному из перечисленных параметров не выявлено каких либо ограничений на продолжение эксплуатации кладки. При условии периодического (раз в 4 года) контроля определяющих параметров и проведения работ по увеличению величины телескопического зацепления трактов в части ячеек, имеются все предпосылки для эксплуатации графитовой кладки в течение 45 лет.

Необходимо отметить, что выводы по остаточному ресурсу графитовых кладок 1-ого и 2-ого энергоблоков ЛАЭС и 1-ого энергоблока КуАЭС нельзя рассматривать как окончательные. Как отмечалось выше, при прогнозировании практически каждого параметра, определяющего ресурс, закладывался существенный консерватизм. В частности, при сравнении с промышленными реакторами не учитывалось различие в конструкции и нагрузках на графитовую кладку , как нештатных эксплуатационных, так и возникавших при ремонтах. Поэтому, как представляется автору, исследования поведения кладок головных энергоблоков на продлённом этапе эксплуатации позволит уменьшить степень консерватизма оценок и, при условии соблюдения проектных режимов эксплуатации и ремонтов, даст возможность рассматривать дальнейшее продление эксплуатации графитовых кладок.

Пятый энергоблок Курской АЭС

Полученные результаты обследования ГК ЛАЭС и КуАЭС, рассматриваемые с позиций описанной методологии, дают возможность более конкретно подойти к запасам, заложенным в реакторе 5-го энергоблока КуАЭС.

Его графитовая кладка имеет принципиальные отличия от предшествующих энергоблоков.

Во-первых, это использование графитовых блоков восьмиугольного сечения для активной зоны кладки (см. рис. 20). Обрезка углов графитовых блоков в активной зоне снижает температуру кладки и уменьшает температурный перепад по сечению блоков, что является одной из существенных предпосылок увеличения ресурса графита как реакторного материала, так как в этом случае должен увеличиваться и средний по объёму графитового блока запас до критического флюенса.

Во-вторых - увеличение диаметра отверстия в блоках до 115 мм, что ведет к увеличению запаса до исчерпания "газового" зазора и продолжительности эксплуатации ТК, установленных при монтаже реактора.

В-третьих - приварка при монтаже реактора к нижним торцам верхних трактов дополнительных направляющих втулок, увеличивающих на 100 мм исходное зацепление в телескопическом соединении трактов. В связи с этим, фактор исчерпания зацепления в телескопическом соединении трактов исключается из числа определяющих ресурс кладки.

Таким образом, в конструкции графитовой кладки 5-го энергоблока КуАЭС учтена большая часть «узких» мест по факторам, определяющим её ресурс.

Анализ влияния этих отличий на запасы по предельно-допустимым значениям определяющих параметров показывает, что для 5-го энергоблока КуАЭС уже сейчас имеются все предпосылки достижения 50-летнего срока службы кладки с одной заменой комплекта топливных каналов.

Для достоверного прогноза необходимо заранее выполнить исследования исходного состояния графитовых блоков и каналов, особенно в части выявления недографитированных графитовых блоков. Это позволило бы реализовать возможность управления ресурсом кладки, например изменением температуры эксплуатации графитовых блоков путем профилирования толщины графитовых колец на вновь устанавливаемых ТК.

Рисунок 20 - Фрагмент активной зоны кладки 5-го энергоблока КуАЭС

В целом накопленный опыт эксплуатации и продления срока службы графитовых кладок ядерных реакторов позволяет сделать следующее заключение.

Разработанный в НИИГрафкге в середине прошлого века реакторный графит способен эксплуатироваться в условиях современных АЭС до 45 лет и более.

Сейчас, в начале третьего тысячелетия, когда появилась возможность разрабатывать материалы с заранее заданными свойствами, 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.

ВЫВОДЫ

1. Рассмотрена связь технологии реакторного блочного графита ГР-280 и вариаций его исходных свойств с работоспособностью кладок для различных АЭС с реакторами РБМК.

2. 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 "недографитированных" блоков.

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

3. Разработана и реализована методика прогнозирования поэтапной реконструкции активных зон реакторов путем восстановления газового зазора, позволившая избежать преждевремешого 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 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.

Основное содержание работы изложено в следующих публикациях:

1. Е.О. Адамов, В.Д. Балдин, Б.С. Родченков, Ю.М. Черкашов и др. Замена топливных каналов на 1-м энергоблоке Ленинградской АЭС //«Атомная энергия»,-1992,-т. 72, выа 3,- с.221-227.

2. П.А. Платонов, В.Д. Балдин и др. RBMK Graphite Stack and Fuel Channels: Diagnosis and Prognosis // "PLEX-93": Proceeding of the Conference.- Zurich, Switzerland.- 1993 ,-S. 1 .,1993.

3. S.E. Bougaenko, V.D. Baldin, B.J. Marsden, N.P. Blackburn, et al. Safety Assessments Related to RBMK Graphite Cores // Proceedings of BNES/ENS International Conference on "Thermal Reactor Safety Assessment".- May, 1994,- S.I., 1993.

4. C.J. Jones, V.D. Baldin, et al. Assessments of the stresses and deformations in an RBMK graphite moderator bricks: IAEA-TECDOC-901. // Proceedings of a specialists meeting held in Bath, United Kingdom, 24-27 September 1995.- Vienna, 1996.-p. 137-150.

5. B.J. Marsden, G. Haag, V.D. Baldin, et al. Graphite Pressure Tube Interaction (Stored Energy in Graphite Displacers): RBMK-SC-039 // Proceedings of the workshop on RBMK Fuel Channel Integrity. Kaunas, Lithuania, 13-17 May, 1996.- S.I., 1996.

6. P.A. Platonov O.K. Chugunov, I.A. Frolov, V.N. Manevsky, V.D. Baldin. Kinetics of "Fuel ChannelGraphite Stack" Gap Variation before and after repair. Current State. Forecast: RBMK-SC-039 // Proceedings of the workshop on RBMK Fuel Channel Integrity. Kaunas, Lithuania, 13-17 May, 1996,- S.I., 1996.

7. B.S. Rodchenkov, V.D. Baldin, P.A. Platonov, O.K. Chugunov, V.N. Rogozin. The state of graphite stack at Leningrad NPP, unit 2, after 16,5 years of operation: IAEA-TECDOC-901 //Proceedings of a specialists meeting held in Bath, United Kingdom, 24-27 September 1995,- Vienna, 1996.-p. 161-165.

8. Ю.М. Черкашов, В.Г. Аден, В.Д. Балдин, А.А. Потапов, В.А. Николаев, П.А. Платонов. Материаловедческие аспекты эксплуатации активных зон реактора РБМК // Сб. докладов 4-й Межотраслевой конференции по реакторному материаловедению- № 51. - Димитровград, 1519 мая 1995 г.-Димитровград, 1996.-Т.1.- с. 41.

9. P.A. Platonov, O.K. Chugunov, V.D. Baldin, et al. Investigation of Graphite Column Bricks of Leningrad-NPP Unit 3 RBMK-1000 Reactor after 18 years of operation ( The investigation of the irradiation stability of graphite and supplied compound in the process of graphite core RBMK-reactor decommissioning) // Nuclear Graphite Disposal: Proceedings on the Meeting on IAEA, BNES, Manchester, UK, 18-20 October 1999. - Vienna, 1999.

10. В.Д. Балдин, В.Л. Решетин. Критерии предельного состояния графитовой кладки реактора РБМК // Развитие атомной энергетики и возможности продления сроков службы атомных энергоблоков (ПСС АЭС-99): Научно-практическая конференция Я О России. Санкт-Петербург, Сосновый Бор, 24-26 мая 1999 г. - Б.м., 1999. - с.48-50.

11. В.Д. Балдин, А.И. Екимовский, В.Л. Решетин. Проблемы диагностики графитовой кладки реактора РБМК в рамках продления срока службы и вывода АЭС из эксплуатации // 10-е заседание Рабочей группы по выводу АЭС из эксплуатации и обращению с радиоактивными отходами (РАО) (РГВЭ АЭС) 24-26 февраля 1999 г.- МХО Интератомэнерго. - Б.м., 1999. -Приложение 4. (6 с.)

12. В.Д. Балдин, В.Л. Решетин. Продление ресурса и проблемы диагностики графитовой кладки реактора РБМК // Развитие атомной энергетики и возможности продления сроков службы атомных энергоблоков ( ПСС АЭС-99): Научно-практическая конференция ЯО России. Санкт-Петербург, Сосновый Бор, 24-26 мая 1999 г. - Б.м., 1999.-е. 28-29.

13. Б.С. Родченков, А.В. Субботин, Ю.И. Смирнов, Ю.Э. Хандамиров, В.Д. Балдин и др. Влияние состава излучения на радиационную повреждаемость графита // Журнал «Атомная энергия» -1999.-Т.87, выа 1.-е. 24-28.

14. S. Vinogradov, A. Trofimov, I. Shevzov, V. Baldin. Development of a method for rapid assessment of fuel channels and graphite stack geometry in RBMK reactor // Proceedings of the Second International Conference on NDE in Relation to Structural Integrity for Nuclear and Pressurized Components. New Orleans, Luisiana, USA, 24-26 May, 2000. - S.I., 2000,- Vol.2. - P. 161-169.

15.Ю.С. Виргильев, В.Д. Балдин. Влияние вариации свойств на работоспособность реакторного графита ГР-280 // «Атомная энергия».-2000.-т.88, вып. 2. - с. 119-125.

16. Ю.С. Виргильев, В.Д. Балдин. Утилизация графита из блоков кладки отработавших уран-

графитовых реакторов // Перспективные материалы.-2000.-№2 -с.41-44.

17. A.B. Субботин, E.H. Синицын, B.C. Родченков, В.Н. Деминтиевский, В.Д. Баддин и др. Оценка ресурса блоков графитовой кладки реакторов при учете воздействия гамма-облучения // Шестая Российская конференция по реакторному материаловедению: Димитровград, 11-15 сентября 2000 г. - Димитровград, 2000. -с. 241-242.

18. П.А. Платонов, O.K. Чугунов, В.Н. Маневский, В.Д. Баддин и др. Оценка состояния и возможности продления срока службы графитовых кладок реакторов РБМК // Sixth International Conference on Material Issues in Design, Manufacturing and Operation of Nuclear Power Plants Equipment: Collection of Abstracts. St.Peterburg, 19-23 June 2000. - St.Peterburg, 2000.-P. 117.

19. Б.С. Родченков, A.B. Субботин, П.А. Платонов, O.K. Чугунов, В.Д. Балдин и др. Оценка состояния и прогнозирования ресурса графитовых кладок реакторов РБМК // Опыт конструирования ядерных реакторов: Тезисы докладов Юбилейной международной научно-технической конференции. Москва, НИКИЭТ, 27-28 мая 2002 г. - М., 2002. - с. 18.

20. А.И. Трофимов, М.В. Григорьев, В.Д. Балдин. Диагностика и ремонт конструкций активной зоны реакторов РБМК-1000 // Энергоагомиздат., Москва. - 2003.

21.В.Г. Аден, Ю.М. Черкашов, A.A. Петров, В.Д. Балдин, А.И. Купалов-Ярополк, A.B. Иванов, Б.С. Родченков. Вопросы реакторного материаловедения в связи с увеличением проектного срока службы канальных реакторов // VII Российская конференция по реакторному материаловедению. Димитровград, 8-12 сентября 2003 г.: Сборник докладов.- Димитровград, 2004. - Т.1. - с. 115-121.

22. A.B. Субботин, В.Д. Балдин, В.Л. Решетин и др. Выполнение работ по обоснованию срока службы графитовых кладок РБМК // Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики: Программа и тезисы докладов 4-й международной научно-технической конференции. Москва, ВНИИАЭС, 16-17 июня 2004 г. - М.: ВНИИАЭС, 2004. - с. 102-104.

23. П.А. Платонов, O.K. Чугунов, В.Д. Балдин, В.Л. Решетин, A.B. Субботин и др. Радиационное повреждение графита и проблема продления срока службы графитовых кладок РБМК // VII Российская конференция по реакторному материаловедению. Димитровград, 8-12 сентября 2003 г.: Сборник докладов,- Димитровград, 2004.-Т. 1.-е. 95-113.

24.М.И. Абрамов,. В.И. Авдеев, Е.О. Адамов, В.Д. Балдин и др. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК // М.: ГУП НИКИЭТ, 2006.632 с.

25. A.A. Petrov, A.A. Potapov, V.D. Baldin. Determining the residual lifetime for the main RBMK components in frame of life extension of power units // ICONE-13. The 13 th International conference on Nuclear Engineering: Proceedings Abstracts. China, Beijing, 16-20 May, 2005. -S. 1.: Atomic Energy Press, 2005.

26. В.Д. Балдин, Платонов П.А., Чугунов O.K., Маневский В.Н. и др. «Методика оценки остаточного ресурса графитовой кладки реактора РБМК-1000». РД ЭО 0362-2005. // Федеральное Агентство по атомной энергии. - концерн «Росэнергоатом». - 2005.

27. В.Д. Балдин, Б.С. Родченков, A.A. Арефьев, В.Л. Решетин, А.П. Михальченко. «Регламент (типовая программа) эксплуатационного контроля технологических каналов, каналов СУЗ и графитовой кладки реакторов РБМК-1000». 4.064 ПМ // ФГУП НИКИЭТ. - Москва. - 2005.

28. Ю.С. Вирпшьев, В.Я. Абрамов, A.B. Чиркин, В.Д. Балдин. Материалы замедлителей и отражателей // Машиностроение: Энциклопедия в 40 т. Т. IV-25. Машиностроение ядерной техники. - М.: Машиностроение, 2005. - Кн. 1, гл. 2.3.8. -с. 438-445.

29. Патент № 2184996 от 10.07.2002 г. «Способ контроля величины перекрытия телескопического соединения верхнего тракта с фланцем графитовой колонны канального ядерного реактора» // С.П. Крылов, В.Д. Балдин и др.

30. Патент № 2182734 от 20.05.2002 г. «Способ перегрузки тепловыделяющих сборок при контроле технологических каналов на водографитовых ядерных реакторах» // Ю.И. Слепоконь, В.Д. Балдин и др.

31. Патент № 2246144 от 07.04.2003 г. «Способ и устройство контроля газового зазора технологического канала уран-графитового ядерного реактора» // A.M. Локшин, В.Д. Балдин и др.

Формат 60х90'Лб. Тираж 100 экз. Заказ 34 б/п. Подписано в печать 15.11.2006 г.

ВВЕДЕНИЕ.

1 СОСТОЯНИЕ ВОПРОСА.11*>

2 КОНСТРУКЦИЯ ГРАФИТОВОЙ КЛАДКИ.14 X

3 ОСОБЕННОСТИ ТЕХНОЛОГИИ РЕАКТОРНОГО ГРАФИТА Kj'А ЭЛЕМЕНТАХ КЛАДОК РЕАКТОРОВ РБМК.21 1 b

3.1 Техпроцесс и изменения в нем.

3.2 Графит^еак^горов РБМК-1000.

3.3 Неоднородность свойств.

4 ИССЛЕДОВАНИЕ СТАРЕНИЯ ГРАФИТОВОЙ КЛАДКИ В ПРОЦЕССЕ

ЕЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ.35 ^

4.1 Процессы деградации кладки и их влияние на выполнение кладкой своих функций.

4.2 Влияние технологии изготовления на характеристики процесса старения графита.

5 ВОССТАНОВЛЕНИЕ ГАЗОВЫХ ЗАЗОРОВ.

5.1 Причины и последствия исчерпания газовых зазоров.

5.2 Разработка методики прогнозирования поэтапной реконструкции ячеек.

5.2.1 Методический подход к планированию ПЗТК.

5.2.2 Описание методики прогноза газового зазора в системе "ТК-графитовая кладка" для 1-го энергоблока Смоленской АЭС.

5.3 Обоснование выбора марки графита на нетрадиционном сырье для изготовления колец и втулок ТК.

5.4 Осуществление реконструкции активных зон реакторов РБМК.

6 РАЗРАБОТКА МЕТОДИКИ ОЦЕНКИ ОСТАТОЧНОГО РЕСУРСА.63 Ч Н

6.1 Разработка алгоритма оценки ресурса (срока эксплуатации) графитовой кладки.

6.2 Предельно-допустимые значения факторов определяющих ресурс кладки.

6.2.1 Критический флюенс нейтронного облучения графита и его прочность.

6.2.2 Целостность графитовых блоков.

6.2.3 Искривление графитовых колонн.

6.2.4 Величина телескопического соединения трактов (ТСТ).

6.3 Выбор референтных ячеек.

6.4 Разработка методики оценки остаточного ресурса кладки.

6.5 Рекомендации по совершенствованию методики с учетом вариации исходных свойств графита.

7 ИССЛЕДОВАНИЯ В ОБОСНОВАНИЕ ПРОДЛЕНИЯ СРОКА СЛУЖБЫ ГРАФИТОВЫХ КЛАДОК.

7.1 Первый энергоблок Ленинградской АЭС.

7.2 Второй энергоблок Ленинградской АЭС.

7.3 Первый энергоблок Курской АЭС.

7.3.1 Достижение критического флюенса.

7.3.2 Величина телескопического соединения трактов.

7.3.3 Искривление колонн.

7.3.4 Сопоставление и приоритезация оценок ресурса кладки выполненных по отдельным параметрам, определяющим её состояние.

7.4 Пятый энергоблок Курской АЭС.

ВЫВОДЫ.

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°С 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.

1. Нормы расчета на прочность типовых узлов и деталей из графита уран-графитовых канальных реакторов. НГР-01-90: Отчет / НИКИЭТ, 1ИАЭ, НИИграфит, УПИ. - Инв.№ Е230-2535. - М., 1991. - 255 с.

2. Влияние состава излучения на радиационную повреждаемость графита / Балдин

3. В.Д., Родченков Б.С., Смирнов Ю.И. и др. // Атомная Энергия. 1999.- Т.87, Вып.1. - С. 24-28.

4. НП-017-2000. Основные требования к продлению срока эксплуатации блока атомной станции. М.: Издательство Госатомнадзор России. 2000. - 13 с.

5. ТУ 48-20-83-76. Графитовые изделия для аппарата РБМК. 1976. - 21 с.

6. ТУ 48-20-49-90. Втулки и кольца для аппарата РБМК из графита марки ВПГ.1990.- 19 с.

7. Углеродистые конструкционные материалы для реакторной техники, их свойстваи поведение при облучении: Отчет / НИКИЭТ. Инв. № 4.372 От. - М., 2000. -360 с.

8. Обобщение данных по исходным свойствам графитовых блоков реакторов РБМ

9. К: Отчет / НИКИЭТ. Инв. № 4.200 От. - М., 1995. - 44 с.

10. Балдин В.Д., Виргильев Ю.С. Влияние вариации свойств на работоспособностьреакторного графита ГР-280 // Атомная Энергия. 2000. - Т. 88, Вып. 2. - С. 119-125.

11. Действие облучения на графит ядерных реакторов / Гончаров В.В., Бурдаков Н.С.,

12. Виргильев Ю.С. и др. М.: Атомиздат, 1978. - С. 99-143.

13. Запасённая энергия (энергия Вигнера) в графите активной зоны реакторов РБМК-1000 / Балдин В.Д., Борщев В.П., Концевой В.М., Чугунов O.K. // Годовой отчет / НИКИЭТ. 1995. - С. 87-88.

14. Критерии предельного состояния графитовой кладки реакторов РБМ-К в нормальных условиях эксплуатации: Отчет (вторая редакция) / НИКИЭТ. Инв. №4.309 От.-М., 1999.-92 с.

15. Виргильев Ю.С., Калягина И.П., Киреева Г.Г. О вариации радиационной размерной стабильности конструкционного графита. Атомная Энергия. - 1978. -Т. 23, Вып. 5.-С. 462-463.

16. The state of graphite stack at Leningrad NPP, unit 2, after 16,5 years of operation: IAEA-TECDOC-901 / Baldin V.D., Rodchenkov B.S., Platonov P.A. and at. // Proceedings of a specialists meeting held in Bath, 24-27 sept. 1995. UK, 1996. -P. 161-165.

17. Assessment of gas gap closure impact on integrity of RBMK graphite blocks: Report / AEA Technology. R2.30/96. - 2001. - 25 p.

18. Методика и критерий выбора ячеек для замены ТК из-за исчерпания газового зазора (диаметрального зазора "ТК-кладка")

19. Оценка состояния ТК, каналов СУЗ и графитовой кладки реактора 1-го энергоблока Смоленской АЭС по результатам их контроля в 2004 году: Отчет / НИКИЭТ. Инв. № 4.738 От. - М., 2004. - 125.

20. Обоснование выбора марки графита на нетрадиционном сырье для изготовления колец и втулок, устанавливаемых при массовой замене каналов на реакторах РБМК: Отчет о НИР / НИКИЭТ, РНЦ КИ. Инв. № 4.280 От. - М., 1998. - 5 2 с.

21. Расчетно-экспериментальные исследования опытно-промышленной партии графита ВПГ-КС (на сланцевом коксе) для изготовления колец и втулок ТК реактора РБМ-К: Отчет о НИР / НИКИЭТ. Инв.№ 4.657 От. - М., 2004. - 86 с.

22. Оценка формоизменения и ресурса работы технологических каналов и графитовой кладки 1-го и 2-го энергоблоков Ленинградской АЭС и предложения по подготовке к их реконструкции: Доклад рабочей группы / НИКИЭТ. Per. № К-479/290. - М., 1986. - 59 с.

23. Замена топливных каналов на 1-м энергоблоке Ленинградской АЭС / Адамов Е.О., Балдин В.Д., Родченков Б.С. и др. // Атомная Энергия. 1992. - Т. 72, Вып. 3.-С. 221-227.

24. Черкашов Ю.М., Петров А.А., Балдин В.Д. Обоснование ресурса топливных каналов реакторов РБМК-1000 в связи с переходом на их поэтапную замену // Годовой отчет / НИКИЭТ. 2001. - С. 57-58.149

25. Балдин В.Д., Решетин B.J1. Оптимизация объемов внутриреакторного конироля при переходе к поэтапной замене топливных каналов на АЭС с реакторами РБМК // Годовой отчет / НИКИЭТ. 2002. - С. 83-84.

26. Балдин В.Д., Трофимов А.И., Григорьев М.В. Диагностика и ремонт конструкций активной зоны реакторов РБМК-1000. М.:Энергоатомиздат, 2003. -367 с.

27. Критерии предельного состояния графитовой кладки реакторов РБМЖ в нормальных условиях эксплуатации: Отчет (вторая редакция) / НИКИЭТ. — Инв. №4.309 От.-М., 1999.-78 с.

28. Graphite behaviour and its effects on MSBR performance / Kasten R.J. et al. // Nucl. Eng. And Design. 1969. - № 9. - P. 157.

29. РД ЭО 0362-2005. Методика оценки остаточного ресурса графитовой кладки реактора РБМК-1000. М.: концерн "Росэнергоатом". 2005. - 149 с.

30. Оценка остаточного ресурса графита 1-го энергоблока Курской АЭС на основе статистического анализа данных по образцам, выбуренным из графитовых блоков: Отчет о НИР / НТЦ ЯРБ ГАН. Per. № 300/04-18-32. - М., 2005. - 22 с.

31. Балдин В.Д., Петров А.А., Рогозин В.Н. Результаты комплексного обследования состояния графитовой кладки 1-го энергоблока ЛАЭС и основное направление совершенствования методов оценки её ресурса // Годовой отчет / НИКИЭТ. -2003.-С. 67-69.

32. Обоснование остаточного ресурса (срока эксплуатации) графитовой кладки реактора 1-го энергоблока Ленинградской АЭС: Отчет о НИР / НИКИЭТ. Инв. №4.591 От.-М., 2003.-60 с.

33. Обоснование остаточного ресурса (срока эксплуатации) графитовой кладки реактора 2-го энергоблока Ленинградской АЭС: Отчет о НИР / НИКИЭТ. — Инв. № 4.726 От. М., 2004. - 39 с.

34. Расчет прочности графитовых блоков кладки реактора РБМК 1-го энергоблока Курской АЭС: Отчет / РНЦ КИ. Инв. № 180-16/81. - М, 2005. - 55 с.

35. Оценка поведения графитовых блоков и ресурса графитовой кладки реактора РБМК-1000 с учетом анализа опыта эксплуатации ПУГР: Отчет / РНЦ КИ. — Инв. № 62-1850. -М., 2002.

36. Они использованы при проведении с участием автора работ по обоснованию остаточного ресурса графитовых кладок реакторов РБМК 1-го и 2-го энергоблоков Ленинградской АЭС и 1-го энергоблока Курской АЭС.

37. Полученные результаты были использованы при получении лицензии на продление срока эксплуатации энергоблока №1 ЛАЭС.

38. Заместитель руководителя ДЭКиБР Долганов С.В.

39. РБМК и разработка методологии оценки их ресурса.1. Начальник отдела ДНТП1. Корниенко К. А.

40. Х^Фдавный инженер ОАО ^в)та^нс1с^^;||г1ектродный завод» • —• .доктор технических наук ^jij$$eccop С. А. Подкопаев1. УТВЕРЖДАЮ:2006г.1. АКТо внедрении результатов диссертационной работы В.Д. Балдина

41. Начальник НТЦ-НИЛ, к.т.н Главный технолог•/5J