автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Разработка оборудования бетонной шахты водоводяных энергетических реакторов третьего поколения

На правах рукописи

РЕПИН Александр Ильич

РАЗРАБОТКА ОБОРУДОВАНИЯ БЕТОННОЙ ШАХТЫ ВОДОВОДЯНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ ТРЕТЬЕГО ПОКОЛЕНИЯ

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

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

003453602

ПОДОЛЬСК - 2008

003453602

Работа выполнена в Открытом акционерном обществе «Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС".

Научный консультант: доктор техн. наук, профессор

Зубченко Александр Степанович

Официальные оппоненты: доктор техн. наук канд. техн. наук

Валентин Михайлович Махин Владимир Петрович Дерий

Ведущая организация: Открытое акционерное общество Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ».

Защита диссертации состоится 23 декабря 2008 года в 11 часов на заседании диссертационного Совета Д 418.001.01 при ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» по адресу: 142103, Московская обл., г. Подольск, ул. Орджоникидзе, д. 21.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС».

Отзыв на автореферат в двух экземплярах, заверенный печатью учреждений, просим направить по адресу: 142103, Московская обл., г. Подольск, ул.Орджоникидзе, д. 21, Диссертационный Совет ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС».

Автореферат разослан « 14 » ноября 2008 г.

Факс: 8(4967) 54-27-33

E-mail: dissovet@grpress.podolsk.ru

Ученый секретарь к.т.н.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы

В Федеральной целевой программе "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 - 2010 годы и на перспективу до 2015 года" поставлена задача строительства и ввода в эксплуатацию новых энергоблоков АЭС с реакторной установкой типа ВВЭР (17 энергоблоков до 2020 г), в том числе реализации проекта серийного энергоблока с реакторной установкой (РУ) типа ВВЭР мощностью 1100 МВт (эл). В связи с этим одним из главных вопросов является обеспечение безопасности АЭС. Все возрастающие требования по обеспечению безопасности необходимо учитывать на всех стадиях жизненного цикла АЭС, при всех условиях эксплуатации.

Наряду с решением важных проблемных научно-технических задач по разработке систем безопасности, активной зоны, реактора, оборудования первого контура реакторной установки не менее значимым является совершенствование оборудования бетонной шахты реактора (ОБШР), которое в комплексе оказывает значительное влияние на безопасность РУ. В этой связи актуальны новые принципы разработки оборудования бетонной шахты водо-водяных реакторов для повышения уровня безопасности реакторных установок третьего поколения.

По требованиям нормативно-технической документации закрепление реактора должно обеспечивать:

- безопасный и надежный останов, расхолаживание и выгрузку топлива при падении на реакторное отделение самолета и действии воздушной ударной волны;

- невозможность смещения реактора при проектной аварии, связанной с разрывом главного циркуляционного трубопровода;

- перевод реактора в состояние безопасного останова при максимальном расчетном землетрясении и выработку тепловой энергии реакторной установкой при проектном землетрясении.

Конструкция ОБШР должна обеспечивать условия вывода реакторной установки из эксплуатации.

Ионизационные каналы, сухая защита, механическая часть системы контроля при перегрузке топлива должны обеспечивать работу систем безопасности во всех эксплуатационных режимах.

Выполнение критерия по частоте предельного аварийного выброса радиационной активности, регламентируемого требованиями МАГАТЭ, EUR и российскими нормативными документами, должно достигаться использованием специальных мер по смягчению последствий тяжелых аварий, в том числе интегрированием в конструкцию бетонной шахты реактора устройства локализации расплава активной зоны.

Целью диссертации является создание новых принципов разработки оборудования бетонной шахты современных проектов АЭС, обеспечивающих повышение безопасности реакторных установок третьего поколения на всех этапах жизненного цикла.

Для достижения этой цели были поставлены задачи:

- разработать компоновку оборудования бетонной шахты реактора с интегрированным устройством локализации расплавленной активной зоны с учетом требований по выводу АЭС из эксплуатации, для чего выполнить легкосъемную опорную ферму и обеспечить беспрепятственное извлечение каждого нижележащего активированного оборудования;

- разработать конструкцию и провести расчетное обоснование системы закрепления корпуса реактора в бетонной шахте в условиях нормальной эксплуатации и при отклонении от нормальных условий, сейсмическом воздействии, падении самолета и действии воздушной ударной волны, а также при проектной аварии, связанной с разрывом главного циркуляционного трубопровода;

- модернизировать конструкцию сухой защиты для выполнения требований по проведению непрерывного контроля активной зоны в период перегрузки топлива;

- непосредственно на АЭС провести испытания оборудования бетонной шахты в период пусконаладочных работ для подтверждения соответствия расчетных и фактических эксплуатационных параметров его работы.

Методы исследования, достоверность и обоснованность результатов.

В работе использованы анализ, систематизация и обобщение сведений о надежности и эффективности ОБШР и их применении в новых проектах. Решение задач базируется на результатах испытаний и современных методах расчета задач термодинамики, теории сопротивления материалов и математического моделирования.

Достоверность полученных результатов подтверждается сходимостью проектных характеристик с данными, полученными экспериментально при пусконаладочных работах и эксплуатации. Достоверность новизны технических решений подтверждается патентами Комитета Российской Федерации по патентам и товарным знакам.

На защиту выносятся:

- компоновка оборудования бетонной шахты реактора с устройством локализации расплава активной зоны;

- результаты исследования нагрузок на корпус реактора и систему закрепления реактора в шахте в различных условиях эксплуатации;

- конструкция системы закрепления реактора с учетом обеспечения возможности извлечения реактора и блочного удаления оборудования, находящегося в зоне облучения активной зоны, при выводе из эксплуатации;

- расчетное обоснование системы закрепления корпуса реактора (опорной и упорной ферм) в нормальных условиях эксплуатации и при нарушении нормальных условий, а также с учетом нагрузок при падении самолета, воздушной ударной волне, землетрясении и разрыве главного циркуляционного трубопровода;

- результаты измерений нейтронного потока в каналах ионизационных камер при пусконаладочных работах, подтверждающие эффективность выполненых конструктивных изменений сухой защиты для обеспечения

возможности контроля реактора в подкритичном состоянии при перегрузке топлива, включая период разборки и сборки реактора.

Научная новизна

Новыми научными результатами, полученными при проведении исследований, являются:

- принцип компоновки оборудования бетонной шахты реактора, новизна которого подтверждена патентами Комитета РФ по патентам и товарным знакам, по которому опорная ферма и каналы ионизационных камер выполнены легкосъемными, а каждый ниже расположенный элемент имеет меньший диаметр по сравнению с расположенным выше, что обеспечивает последовательный беспрепятственный блочный монтаж и демонтаж оборудования в районе активной зоны реактора;

- установленные при моделировании процесса разрыва главного циркуляционного трубопровода усилия, действующие на корпус реактора и конструкцию бетонной шахты, использованные для расчета закрепления реактора в бетонной шахте;

- подтверждающие расчеты результаты измерений на этапе «энергетический пуск и освоение мощности» теплогидравлических характеристик элементов оборудования бетонной шахты в условиях нормальной эксплуатации и при нарушениях, связанных с отключением вентиляционной системы;

- результаты исследования нейтронных потоков на ионизационные камеры в подкритичном состоянии реактора при загрузке топлива с использованием систем контроля с блоками детектирования в корпусе реактора и в каналах сухой защиты;

- результаты выполненного с участием автора расчета по разработанной программе КВАРЦ горизонтальных и вертикальных усилий при разрыве «горячего» и «холодного» трубопроводов в узле присоединения к корпусу реактора.

Практическая значимость и внедрение

Решена задача повышения безопасности реакторных установок за счет реализации новых решений по конструкции оборудования бетонной шахты с интегрированным устройством локализации расплава активной зоны, удовлетворяющей требованиям вывода реактора из эксплуатации (снижение дозозатрат) и обеспечивающей возможность осуществлять непрерывный контроль активной зоны при перегрузке топлива.

Конструкторские разработки оборудования бетонной шахты реактора реализованы на АЭС «Тяньвань» (блок 1 и 2) и АЭС «Бушер» (блок находится в стадии пусконаладочных работ). Методологическая основа для проектирования компоновок ОБШР реализуются в проектах «АЭС-2006» и АЭС «Белене».

Личный вклад автора

Автор в течение длительного периода принимал непосредственное участие на всех этапах создания оборудования бетонной шахты, включая разработку документации, анализ опытных и эксплуатационных данных, формирование научно-концептуальных положений ОБШР в проектах АЭС с ВВЭР-1000. Как

исполнитель, а затем как руководитель участвовал на всех этапах работ, результаты которых положены в основу представленной диссертации.

Лично участвовал в разработке инновационного оборудования для проекта В-392, включая разработку новых конструкторских решений, оформление заявок на изобретения и получение патентов. Наработки по этому проекту легли в основу проектов АЭС «Тяньвань» и АЭС «Бушер».

Впервые для проекта РУ с ВВЭР-1000 с участием автора разработана и реализована на АЭС «Тяньвань» новая компоновка ОБШР с применением устройства локализации расплава активной зоны. В качестве технического координатора от ОКБ «ГИДРОПРЕСС» автор участвовал в рамках проекта 64 МНТЦ (Международного Научно-Технического Центра) в разработке конструкции и обосновании вариантов устройства локализации расплава активной зоны и компоновки ОБШР при использовании этих вариантов. Результаты разработок использованы для АЭС «Тяньвань». Автор лично участвовал в разработке проекта, реализации проекта на монтаже и этапе пусконаладочных работ. В качестве руководителя групп специалистов ОКБ «ГИДРОПРЕСС» защищал проект реакторной установки (окончательный отчет по безопасности РБАК.), в том числе основных решений ОБШР при лицензировании проекта АЭС «Тяньвань» в китайском надзорном органе МЫЗА.

С участием автора разработаны технические задания на выполнение ряда расчетов и экспериментов, программ и методик экспериментов. Автор участвовал в разработке требований к проекту системы пусконаладочных измерений, в рассмотрении и обработке полученных результатов. Провел анализ документов на выявление требований, относящихся к ОБШР, и их классификацию. По итогам работ, в том числе по рассматриваемой теме, в 2004 году указом Президента России автору присвоено звание «Заслуженный конструктор России».

Апробация работы

Результаты работы, изложенные в диссертации, доложены на научно-технических конференциях, презентациях и семинарах:

- семинаре по конструкции и монтажу оборудования шахтного объема АЭС «Тяньвань» (КНР, Ляньюньган, 2001 г.);

- 3-й всероссийской научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 26-30 мая 2003 г.);

- XIII международном семинаре «Технологические проблемы прочности» (Подольск, 23-25 июня 2006 г.);

- 5-й международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 29 мая -1 июня 2007 г.).

Предложенные и реализованные технические решения в составе РЗАЯ были рассмотрены и одобрены МРС (китайским заказчиком) и китайским надзорным органом в процессе лицензирования АЭС «Тяньвань» (КНР, серия совместных совещаний и семинаров в 2003 и 2004 гг., Ляньюньган, Пекин).

Результаты работы оформлены в виде заявлений в Комитет Российской Федерации по патентам и товарным знакам о выдаче патентов на изобретения.

Публикации

Основное содержание диссертации отражено в 5 научных работах (из них 2 в рецензируемых изданиях), а также в 6 опубликованных описаниях к патентам Комитета Российской Федерации по патентам и товарным знакам.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, 5 глав, заключения и списка литературы, изложена на 139 страницах, включая 40 таблиц, 66 рисунков и список литературы из 103 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении показана актуальность и специфика решения поставленной задачи.

В главе 1 приведены проектные основы и функциональное назначение оборудования бетонной шахты реактора (рисунок 1).

Рисунок 1- Функции оборудования бетонной шахты реактора

Рассмотрены особенности базовой конструкции ОБШР серийной реакторной установки с ВВЭР, созданной с учетом опыта разработки реакторов первого поколения, блока 5 НВАЭС и блоков малой серии.

Ядерные технологии, разработанные в 1960-70-х гг., достигли состояния близкого к пределу совершенствования по экономическим показателям. В то же время, опыт эксплуатации серийных блоков ВВЭР-1000 выявил ряд недостатков в проекте. Аварии на Чернобыльской АЭС и АЭС «Три Майл Айленд» свидетельствовали о необходимости повышения требований по безопасности. Поэтому для повышения уровня безопасности проекта РУ АЭС «Бушер» (достройка после немецкой фирмы KWU) и вновь возводимых блоков АЭС «Тяньвань» потребовались кардинальные совершенствования.

С 90-х гг. во многих странах началась работа над проектами реакторов третьего поколения, в основу которых были положены требования эксплуатирующих энергокомпаний реакторов LWR, обобщенные в европейском документе EUR (European Utility Requirements for LWR Nuclear Power Plants, 2001).

Среди проектов, в большой мере отвечавших таким требованиям, были и российские проекты третьего поколения АЭС-91 и АЭС-87/92, в дальнейшем реализованные соответственно для АЭС, строящихся в Китае и Индии.

Эволюционный подход при разработке проектов ОБШР ВВЭР-1000, включая проект серийной РУ, который заключался в оптимизации узлов и незначительном изменении компоновки, приходил в противоречие с инновационными требованиями.

Возможности повышения качества и эффективности ОБШР за счет современных технологий изготовления ограничены. Основной резерв повышения эффективности ОБШР заключается в совершенствовании проекта в соответствии с требованиями нормативной документации и с учетом эксплуатационных факторов.

Рассмотрены российские нормативные подходы к проектированию и расчетному обоснованию ОБШР. Детально рассмотрены требования к расчету опорных конструкций. Проведен сравнительный анализ требований по проектированию опорных конструкций в зарубежных нормативных документах - американском Коде ASME, французских правилах RCC-M и немецких стандартах КТА.

Несмотря на отсутствие специальных отечественных нормативных документов, сложившаяся отечественная практика проектирования и обоснования безопасности ОБШР отвечает международным требованиям, а в отдельных случаях подходы более консервативны.

Рассмотрены основные направления совершенствования ОБШР.

Важным, с точки безопасности, при проектировании и эксплуатации АЭС является требование предотвратить любое повреждение активной зоны и не допустить выход радиоактивных материалов за пределы защитной оболочки. Гарантировать безопасность возможно, реализуя принципы глубоко-эшелонированной защиты в соответствии с документами МАГАТЭ-75-INSAG-3 и ПНАЭ Г-01-011-97. Физическая защита против выхода активных элементов базируется на последовательных барьерах. Защитная оболочка реакторного здания служит последним барьером. В соответствии с требованиями нормативных документов, вероятность расплавления A3 должна быть ниже 10'5 событий на реактор/год, а вероятность выброса активных элементов должна быть не более 10'7 событий на реактор/год.

Значительным шагом в повышении безопасности является разработка компоновки оборудования бетонной шахты реактора с введением устройства удержания расплава активной зоны.

Введение в конструкцию бетонной шахты устройства локализации расплава активной зоны создает дополнительный барьер распространения радиационной активности, повышая тем самым безопасность реакторной установки. Вместе с этим, требуется реализация значительных мероприятий по интеграции устройства локализации расплава активной зоны в компоновку бетонной шахты, учитывая исключительные его условия работы (температура кориума на уровне 2000 °С, удержание его в устройстве в течение длительного времени). В связи с этим потребовалась радикальная перекомпоновка ОБШР, поскольку в серийной РУ ВВЭР-1000 эти помещения традиционно отводились под систему осмотра корпуса реактора, размещение механизмов перемещения ионизационных камер и машину удаления линий связи этих камер.

Компоновка оборудования бетонной шахты зависит и от требований по выводу реакторной установки из эксплуатации в соответствии с международными нормативными документами МАГАТЭ, EUR и национальными требованиями ведущих ядерных стран. Помимо требований обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации не менее важным является экономический аспект этого вопроса. Например, для удаления опорной фермы, монолитно заделанной в бетон, как это сделано в серийной РУ ВВЭР-1000, требуется разработка, изготовление и применение специальных дорогостоящих машин для резки металлоконструкции фермы и бетона.

В российских проектах, включая проект АЭС с серийным ВВЭР-1000, должного значения этому не уделялось. При разработке проекта ОБШР АЭС «Тяньвань» впервые ставилась задача обеспечить требования по выводу из эксплуатации при одновременном упрощение изготовления и монтажа. Главным требованием при выводе реакторной установки из эксплуатации является извлечение всех активированных элементов шахтного объема вокруг активной зоны и обеспечение беспрепятственного удаления корпуса реактора. Для извлечения активированных частей ОБШР необходимо выполнение

легкосъемной опорной фермы. Одновременно с этим должна решаться проблема беспрепятственного извлечения каждого нижележащего элемента. Для современных проектов дополнительно еще добавляется требование по увеличению срока службы установки до 60 лет.

Разработка конструкции закрепления реактора и ее расчетное обоснование без учета концепции «течь перед разрушением» на полный спектр нагрузок, в том числе от сейсмического воздействия, с увеличенным до 60 лет сроком службы при одновременном удовлетворении условий вывода из эксплуатации является противоречивой задачей. Для облегченного съема необходимо иметь минимальную связь опорных металлоконструкции с несущим бетоном шахты, а это усложняет условия закрепления реактора и его расчетного обоснования.

Создание конструкции ОБШР, удовлетворяющей современным требованиям, представляет сложную комплексную задачу. Решение задачи требует совершенствования расчетного обоснования на основе выполненных экспериментов и испытаний. Совершенствование расчетных методик имеет важное значение при обосновании наиболее ответственного узла ОБШР-системы закрепления реактора.

В главе 2 приводится методика проектирования, разработанная с целью повышения эксплуатационной надежности и эффективности ОБШР и повышения безопасности реакторной установки. Методика определяет последовательность и ряд приемов целесообразного проведения работ по разработке проекта ОБШР. Составной частью методики являются таблицы технических требований и их классификации.

Указанные на рисунке 2 требования непосредственно реализуются в чертежах, расчетах или других документах. В большинстве случаев были организованы более сложные цепочки исполнения работ с проведением расчетных обоснований и экспериментальных работ. В отдельных случаях требовалась разработка программ, их верификация и аттестация. Выполнен анализ нормативных документов, определяющих требования при конструировании и обосновании и влияющие на эффективность ОБШР и безопасность реакторной установки. Произведена переработка формализованных требований на инженерный уровень в виде количественных и качественных величин, расчленения на инженерные задачи. Определены основные источники требований: нормативные документы Ростехнадзора, требования заказчика, международные требования EUR, МАГАТЭ, отечественный и мировой опыт.

I Проест

,_4_,

| Разработка ТЗ '

,_4_

| Выполнение расчётов по реакторной установке и зданию реактора

Анализ результатов расчёта, формирование исходных требований к ОБШР Исходные требования по бетону и системе вентиляции

1 • 1 1

Требования к разработке КД системы закрепления реактора Требования к разработке КД разделительного сильфона Требования к разработке КД на ИТЦЧК и сухой зашиты Требования к разработке КД на компоновку ОБШР

1 1 1 1 1

ТЗ на расчёт системы закрепления ТЗ на расчбт разделительного сильфона ТЗ на расчёт ИТЦЧК и сухую защиту ТЗ на расчёт охлаждения шахты

ТЗ - техническое задание; КД - конструкторская документация;

НФХ - нейтронно-физические характеристики;

ИТЦЧК - изоляция тепловая цилиндрической части корпуса.

Рисунок 2 - Схема формирования требований к отдельному оборудованию

В главе 3 приводятся результаты исследования гидродинамических воздействий и нейтронного потока на оборудование бетонной шахты реактора, необходимые для обоснования новых решений.

На стендовой модели Кварц (ОКБ «ГИДРОПРЕСС») был смоделирован процесс разрыва главного циркуляционного трубопровода в месте присоединения к реактору, который приводит к возникновению усилия на корпус. Принципиальная схема стенда показана на рисунке 3.

1 - напорный сосуд; 2 - металлоконструкция; 3 - разрывное мембранное устройство; 4 - трубопровод; 5 - имитатор шахты реактора; 6 - имитатор корпуса реактора

Рисунок 3 - Схема стенда исследования гидродинамических нагрузок

По результатам измерения давления на поверхности имитатора корпуса реактора была сделана оценка гидродинамической силы, действующей в направлении истечения рабочей среды и в поперечном направлении. Для этого поверхность имитатора корпуса реактора разбивали на п площадок Б,,, в каждой из которых имелась точка контроля давления (п - количество точек измерения давления).

Гидродинамическое усилие на имитатор корпуса вычисляли по формулам:

11 Фг|

Р„р0„ = ЕрГ /Ь^совфЛр,

ы ч>„ П Ч>2.

Рпспер = ХР1 • |Ь,Г5тфс1ф _ 1=1 Фп

где Р, - давление в ьй измерительной точке (¡=1,...,п), Па;

Ф1„ фг, - азимутальные границы 1-й площадки;

Ь] - высота ¡-й площадки, м;

Ф - угол между направлением истечения и нормалью к поверхности имитатора корпуса.

Избыточное давление, действующее в отдельных точках, показано на примере точки Р1.2 на рисунке 4. Гидродинамическая нагрузка, действующая

в направлении истечения рабочей среды показана на рисунке 5.

Рисунок 4 - Избыточное давление в точке Р1,2

Рисунок 5 -Гидродинамическая нагрузка, действующая в направлении истечения рабочей среды Установлено, что суммарное гидродинамическое усилие на имитатор корпуса, определенное по результатам измерения давлений, в течение первых примерно 10 мс процесса воздействует на корпус в направлении истечения рабочей среды, после чего изменяет направление на противоположное.

Проведены исследования теплогидравлических характеристик оборудования бетонной шахты реактора. Учитывая наличие значительного количества отдельного оборудования, которое приобретает свое функциональное значение после монтажа всего ОБШР, комплексная проверка и исследования были проведены при пусконаладочных работах и во время эксплуатации блоков 1 и 2 АЭС «Тяньвань», то есть были проведены натурные испытания.

Проведение этих работ было необходимо для определения фактических значений эксплуатационных параметров, характеризующих работу реакторной установки. Эти измерения особенно актуальны для ОБШР АЭС «Тяньвань» из-за наличия значительных изменений в конструкции по сравнению с серийной установкой ВВЭР-1000.

Контроль теплогидравлических характеристик элементов ОБШР проводился с применением как штатных систем контроля и управления, так и системы специальных пусконаладочных измерений. Результаты измерений теплогидравлических характеристик в режиме нормальной эксплуатации, проводимых системой пусконаладочных измерений на этапе «Энергетический пуск и освоение мощности», приведены в таблице.

Таблица. Результаты измерений на этапе «Энергетический пуск и освоение

мощности».

№ Наименование параметра Критерий Преобразователи Измеренные значения параметров Примечание

1 Температура строительного бетона опорной фермы, °С, не более 60 иААЮ СТ006 ПААЮ СТ007 иААЮ СТ008 45 44 44 Соответствует критерию

2 Температура металла опорной фермы, "С, не более 60 иААЮ СТ003 иААЮ СТ004 ПААЮ СТ005 57 55 57 Соответствует критерию

3 Температура воздуха на входе в бетонную шахту, "С <45 1КЬАЮ СТ001 38 Соответствует критерию

Температура кольцевой канал

4 охлаждающего воздуха, °С, не более: на выходе из фермы опорной (по периметру) ВКЗО 50 Соответствует

кольцевого канала 60 ВК46 ВК27 51 51 критерию

на выходе из зоны 60 зона патрубков ВК57 45

патрубков ВК56 43

При испытаниях на различных уровнях мощности реакторной установки значения температур в контролируемых точках соответствовали проектным критериям.

Результаты проведенных измерений позволяют судить о том, что примененная в проекте АЭС «Тяньвань» компоновочная схема оборудования бетонной шахты по своим конструктивным и технологическим характеристикам обеспечивает проектное состояние оборудования при предусмотренных проектом режимах работы реакторной установки.

Система контроля активной зоны при перегрузке топлива, предусмотренная проектом, имеет недостатки, связанные с отсутствием контроля за активной зоной от момента удаления с реактора верхнего блока и до установки в выгородку реактора датчиков системы контроля перегрузки топлива и сложностью операции по установке и выему измерительных каналов.

Эксплуатирующий персонал российских АЭС неоднократно высказывал

пожелание найти альтернативное решение по использованию системы контроля перегрузки топлива.

В китайских правилах ядерной безопасности предусмотрено использование «внутриреакторного источника» (НАР304 «Пусконаладочные работы на атомных электростанциях»). В Китае до пуска блока 1 АЭС «Тяньвань» контроль при операциях по первой загрузке топлива в активную зону и при первом достижении критического состояния осуществлялся с использованием «внешнего источника нейтронов в активной зоне». Китайский заказчик с начала проектирования требовал доказательств и обоснования безопасного пуска блоков с реакторами российской поставки без внешнего источника нейтронов.

Каналы системы контроля перегрузки: I, И, III, IV, V, VI;

Каналы диапазона источника: 3,6,10; Каналы аппаратуры физического пуска: 1,4,7,9

Рисунок б - Расположение каналов измерения нейтронного потока

С целью увеличения нейтронного потока на ионизационные камеры системы автоматического контроля нейтронного потока для пуска блока без внешнего нейтронного источника были выполнены специальные мероприятия. В направляющих каналах сухой защиты вместо стальной применена циркониевая труба, а со стороны корпуса реактора сухая защита имеет профилированную щель, которая обеспечивает увеличение потока нейтронов на ионизационные камеры по сравнению с серийным проектом.

Для выполнения требований российских и китайских правил ядерной безопасности (ПБЯ РУ АС-89, HAF3 04) контроль нейтронного потока в под-критическом состоянии реактора при загрузке топлива на АЭС «Тяньвань» проводили с использованием трех различных систем (рисунок 6):

- каналы системы контроля перегрузки (6 каналов) с блоками детектирования на основе ионизационных камер КНК-15, размещенными в корпусе реактора;

- каналы аппаратуры физического пуска (4 канала) - сборки счетчиков СНМ-18-1 (счетчик нейтронов медленных), по 3 шт. в сборке, размещенные в каналах сухой защиты. Используется однократно на подэтапе «Физический пуск реактора» в связи с минимальным уровнем плотности нейтронного потока в активной зоне, загруженной свежими тепловыделяющими сборками;

- каналы аппаратуры контроля нейтронного потока в диапазоне источника - сборки счетчиков СИМ-11 (счетчик медленных нейтронов), по 5 шт. в сборке, размещенные в каналах сухой защиты.

Величина нейтронного потока, достигнутая за счет конструктивных изменений сухой защиты, замеренная аппаратурой диапазона источника, представлена на рисунке 7.

Рисунок 7 - Показания каналов диапазона источника

Выполненные мероприятия на сухой защите позволили при использовании трех систем контроля осуществить и продемонстрировать Заказчику возможность надежного контроля нейтронного потока подкритичной активной зоны как до, так и после заполнения активной зоны борным раствором. При этом после заполнения теплоносителем контроль проводился по каналам аппаратуры физического пуска. После заполнения борным раствором контроль проводился по каналам системы перегрузки топлива.

На основании результатов выполненных измерений можно, начиная с первой перегрузки, контролировать состояние активной зоны штатными средствами системы автоматического контроля нейтронного потока. Конструктивные изменения сухой защиты позволяют, при дополнительных мероприятиях, осуществлять контроль за перегрузкой топлива аппаратурой системы

автоматического контроля нейтронного потока или подобной аппаратурой, установленной в каналах ионизационных камер.

В главе 4 представлено расчетное обоснование оборудования бетонной шахты реактора.

Расчетное обоснование всего комплекса ОБШР представляет сложную взаимоувязанную задачу, в состав которой входят нейтронно-физические расчеты, расчеты биологической защиты, теплогидравлические расчеты охлаждения оборудования и температурных полей и значительный комплекс расчетов, связанных с обоснованием прочности закрепления реактора. В рамках диссертационной работы проведено обоснование системы закрепления реактора, оказывающей наибольшее влияние на обеспечение безопасности реактора. Принципиальные взаимосвязи при выполнении расчетов закрепления реактора показаны на рисунке 8.

Рисунок 8 - Принципиальные взаимосвязи при выполнении расчетов закрепления реактора

Анализ сейсмостойкости оборудования и трубопроводов РУ осуществлен с использованием динамических методов расчета, которые предусматривают интегрирование во времени системы дифференциальных уравнений вынужденных колебаний. Также использовался линейно-спектральный метод, позволяющий получить значения максимальных усилий, ускорений и перемещений в рассматриваемом оборудовании и трубопроводах с использованием поэтажных спектров отклика.

Рассмотрены особенности узлов закрепления реактора. Конструкция упорной фермы обеспечивает восприятие горизонтальных усилий. Опорная ферма воспрнимает горизонтальные усилия в различных направлениях и вертикальные (вверх и вниз). Кроме этого, возможно воздействие крутящего момента относительно вертикальной оси и опрокидывающего момента относительно горизонтальной плоскости. При большом спектре нагрузок на систему закрепления корпуса реактора (весовые, сейсмические, самокомпенсации трубопроводов, разрыв трубопроводов, воздушная ударная волна, Р .ж Pro падение самолета) можно констатировать,

у^ »1 ; что при двухопорном закреплении

D ~ " реактора в каждом из закреплений, исходя

из принятой конструкции, возможны виды нагрузок, показанные на рисунке 9.

[

м*

Р гу - горизонтальное усилие в упорной ферме;

Р во- вертикальное усилие в опорой ферме;

Р го - горизонтальное усилие в опорной ферме ;

М кр- крутящий момент в опорной ферме;

М изг- изгибающий момент в опорной ферме.

Рисунок 9 - Схема закрепления реактора

Рассмотрены подходы по определению усилий, характера действия и изменения во времени динамических воздействий на систему закрепление реактора при разрывах трубопроводов,

Расчет динамических нагрузок на реактор при разрыве главного циркуляционного трубопровода проведен на примере реакторной ШШОШШ В-3920 НВАЭС-2.

Для расчета распределения давления пространство вокруг реактора разбивается на элементарные ячейки. Давление в т-ой расчетной ячейке определяется из совместного решения уравнения движения, неразрывности, энергии и состояния, записанных в сосредоточенных параметрах.

¿От

& 'т + 'т+1

йт

£)Т

т

Рщ =Р(РтАп)> где

<р - функция давления от плотности и удельной энтропии й - массовый расход теплоносителя, кг/с Б - удельная энтропия, Дж/(кг К) Б - усилие, Н

Г - площадь проходного сечения расчетной ячейки, м2 \ - коэффициент гидравлического сопротивления р - плотность, кг/м3 г - текущее время, с

Начальные условия для указанных уравнений:

Рт=Р0, (т=1, 2,...,гш).

Методика расчета реактивных усилий при разрывах трубопроводов приведена в программе ТЯГА-1. Получены изменения во времени давления теплоносителя в зоне патрубков реактора после разрыва ГЦТ в различных точках, изменения во времени горизонтального и вертикального усилий на корпус реактора.

Достоверность результатов расчета обеспечивается тем, что в его обоснование предварительно был выполнен комплекс НИОКР. На основе программы КВАРЦ составлена расчетная модель, воспроизводящая экспериментальную модель. Проведены тестовые расчеты по определению усилий на имитатор корпуса реактора. Расчеты выполнены по исходным данным и режимам экспериментальных исследований. Проведено сравнение результатов расчетов и экспериментальных исследований. Результаты расчетов удовлетворительно совпадают с результатами экспериментов.

Проверена прочность опорной фермы реакторной установки В-392М в режимах нормальной эксплуатации, нарушении нормальной эксплуатации и при наложении на эти режимы дополнительных внешних динамических воздействий при максимальном расчетном землетрясении, проектном землетрясении и воздушной ударной волне. Расчет конструкции опорной

От=0;

фермы выполнен с использованием метода конечных элементов при помощи программного комплекса Micro-Fe в линейно-упругой постановке.

Расчетная схема металлоконструкции опорной фермы представлена трехмерной моделью, содержащей 13710 трех- и четырехузловых оболочечных и балочных элементов и 12541 узловую точку (рисунок 10). Регулярный фрагмент расчетной схемы показан на рисунке 11.

Рисунок 10 - Расчетная модель металлоконструкции опорной фермы

Рисунок 11 - Фрагмент расчетной схемы опорной фермы

Приведен расчет на сопротивление хрупкому разрушению на примере АЭС «Тяньвань». Оценка циклической прочности элементов опорной фермы в нормальных условиях эксплуатации проведена в соответствии с требованиями и рекомендациями Норм ПНАЭ Г-7-002-86. Допускаемые напряжения принимались как для оборудования реакторной установки, работающего под давлением.

Расчет показал, что прочность опорной фермы во всех проектных режимах обеспечена.

«I

Для проверки прочности опорной фермы по приведенным напряжениям, определяемым по суммам составляющих мембранных, изгиб-ных, общих температурных напряжений в нормальных условий и в режиме нарушения нормальных условий, проведены расчеты с температурной нагрузкой. Нагрузка задана в виде значений температуры в элементах конечно-элементной сетки на основании результатов расчета температурных полей. Расчет при холодном режиме нормальной эксплуатации необходим для оценки циклической повреждаемости элементов металлоконструкции.

Проведен также расчет, подтверждающий прочность упорной фермы во всех проектных режимах.

В главе 5 рассматривается реализация инженерных задач.

Наиболее полно реализованы современные требования к ОБШР в проекте АЭС «Тяньвань», по которому построены и находятся в эксплуатации 2 блока. Эти требования реализуются также в разрабатываемых проектах АЭС -2006 и АЭС «Белене» для Болгарии. Совершенствование составных частей ОБШР и их обновленная компоновка позволила осуществить выполнение ими новых качеств, достигнутых за счет использования оригинальных конструктивных решений. Новизна решений подтверждается патентами Комитета Российской Федерации по патентам и товарным знакам.

Компоновка ОБШР для АЭС «Тяньвань» позволила разместить в помещениях под реактором устройство локализации расплава активной зоны. В этих помещениях традиционно размещалось оборудование системы контроля корпуса ректора и механизмы перемещения ионизационных камер, а также устройство для их перегрузки. В новом проекте контроль корпуса реактора осуществляется с внутренней поверхности корпуса. Размещение каналов ионизационных камер в бетонной шахте выполнено таким образом, что имеется возможность их обслуживания с главной отметки реакторного зала. Расположение механизмов перемещения осуществлено в бетонном перекрытии. Сами каналы выполнены из трех частей, при этом средняя выполнена съемной и позволяет облегчить доступ для контроля и обслуживания пространства в зоне патрубков корпуса реактора. Нижняя часть каналов, находящаяся в сухой защите, не связана с бетоном и имеет возможность выема из сухой защиты. Закрепление частей каналов между собой производится при помощи фланцевых соединений.

В результате выполненного вероятностного анализа безопасности первого и второго уровней для блоков 1 и 2 АЭС «Тяньвань» были получены следующие вероятностные показатели безопасности:

- средняя суммарная частота повреждения активной зоны— 3.39х10"6 (1/год);

- суммарная частота предельного аварийного выброса— 6,3х10"8 (1/год).

Данные показатели отвечают нормам безопасности, действующим на момент

лицензирования строительства и эксплуатации АЭС «Тяньвань».

АЭС «Тяньвань» включена в программу МАГАТЭ по обеспечению безопасности ядерных установок в Юго-Восточной Азии, Океании и на Дальнем Востоке. В рамках этой программы с 1995 по 2004 гг. было проведено более двух десятков миссий МАГАТЭ, целью которых стала экспертиза материалов проекта, в том числе по рассмотрению внедрения устройства локализации расплава активной зоны.

Выполнено целенаправленное усовершенствование сухой защиты, результатом которого явилась возможность непрерывного контроля за перегрузкой

топлива, включая период разуплотнения, разборки и сборки реактора, что значительно повышает безопасность при проведении этих работ. Главным результатом этого усовершенствования было увеличение нейтронного потока на ионизационные камеры.

По опыту эксплуатации блоков 1 и 2 АЭС «Тяньвань» администрация станции вышла с предложением взамен системы перегрузки топлива использовать штатную систему автоматического контроля нейтронного потока. По ее мнению, она обеспечивает требования российского норматива (ПБЯ) и национальных нормативов Китая (НАР).

Примененная на АЭС «Тяньвань» компоновка ОБШР и система закрепления корпуса реактора максимально учитывают требования по выводу РУ из эксплуатации и увеличению срока службы до 60 лет. При этом расчетное обоснование системы закрепления проведено с учетом мгновенного поперечного разрыва главного циркуляционного трубопровода.

Реализованы мероприятия, значительно упрощающие и удешевляющие вывод реакторной установки из эксплуатации, заключающиеся как в конструктивных изменениях отдельных элементов, так и в компоновке ОБШР в целом.

В основу компоновки оборудования шахты ядерного реактора заложен принцип, по которому, начиная с фермы опорной, каждый расположенный ниже элемент имеет меньший диаметр по сравнению с вышележащим. Это обеспечивает последовательное беспрепятственное удаление основного оборудования, расположенного вокруг активной зоны реактора. При этом повышается безопасность при проведении работ.

На разработанную компоновку ОБШР, опорную ферму и конструкцию ионизационных каналов выданы патенты на изобретения.

Заключение

1. За счет реализации новых решений по конструкции оборудования бетонной шахты водоводяных энергетических реакторов третьего поколения решена задача повышения уровня безопасности в течение срока эксплуатации не менее 60 лет на различных этапах жизненного цикла АЭС.

2. Впервые в новых проектах ВВЭР выполнена и реализована на АЭС «Тяньвань» компоновка ОБШР с применением устройством локализации расплава активной зоны реактора.

3. Разработана конструкция и проведено расчетное обоснование системы закрепления корпуса реактора в бетонной шахте в условиях нормальной эксплуатации и при отклонении от нормальных условий, сейсмическом воздействии, падении самолета и воздействии воздушной ударной волны, а также при проектной аварии, связанной с разрывом главного циркуляционного трубопровода, позволяющая выполнять облегченный вывод реакторной установки из эксплуатации.

4. Целенаправленные конструктивные изменения сухой защиты, имеющие цель увеличить нейтронный поток на ионизационные камеры, позволили осуществлять непрерывный контроль активной зоны реактора в период перегрузки топлива.

5. Предложенный автором принцип компоновки ОБШР, по которому от отметки закрепления реактора на опорной ферме каждый ниже расположенный элемент имеет меньший диаметр, обеспечивает последовательный беспрепятственный блочный монтаж и демонтаж как самой фермы, так и всего ОБШР в районе активной зоны реактора. Этим достигается экономический эффект при монтаже и выводе РУ из эксплуатации.

6. С участием автора проведены экспериментальные исследования средствами системы пусконаладочных измерений, подтвердившие правильность технических решений как по отдельным компонентам, так и по всему комплексу ОБШР.

7. Результаты работ по введению в эксплуатацию двух энергоблоков АЭС «Тяньвань» с реакторной установкой ВВЭР-1000 (В-428) показали, что разработанная компоновочная схема ОБШР и функционирование отдельных элементов ОБШР обеспечивают работоспособность оборудования при проектных режимах эксплуатации.

8. Новизна технических решений автора, реализованных в конструкции оборудования бетонной шахты реактора, подтверждена патентами Комитета Российской Федерации по патентам и товарным знакам.

Список работ по теме диссертации.

1. А.И Репин, Н.А.Кирилюк, Г.И. Клейменова, и др. //Шахта корпуса ядерного реактора // Патент Российской Федерации на изобретение № 2107958. Заявка № 4936852. Зарегистрирован в Государственном реестре изобретений 27.03.1998 г. бюл. №9.

2. А.И Репин, Н.А.Кирилюк, С.Н. Недуев // Опора корпуса ядерного реактора. // Государственный комитет по делам изобретений и открытий. Заявка № 4721741/25, 19.07.1989 Опубликовано: 10.09.1997.

3. А.И.Репин, Н.А.Кирилюк, Г.И.Клейменова // Радиационно-тепловая защита ядерного реактора // Патент Российской Федерации на изобретение №2034343. Заявка № 4860745. Зарегистрирован в Государственном реестре изобретений 30.04.1995 г. бюл. №12.

4. А.И.Репин, Н.А.Кирилюк, Г.И.Клейменова и др. //Опора корпуса ядерного реактора // Патент Российской Федерации на изобретение №2097845. Заявка № 4916117. Зарегистрирован в Государственном реестре изобретений 27.11.1997 г. бюл. №33

5. А.И.Репин, В.Г.Федоров, В.И.Прудников и др. //Устройство для предотвращения проникновения в почву расплава активной зоны ядерного реактора.// Патент Российской Федерации на изобретение №2119200. Заявка

№97103097. Зарегистрирован в Государственном реестре изобретений 20.09.1998 г.

6. А.И.Репин, В.Г.Федоров, Г.И.Бирюков. Устройство для измерения нейтронного потока реактора». // Патент Российской Федерации на изобретение №2079906. Заявка №95105826. Зарегистрирован в Государственном реестре изобретений 20.05.1997 г. бюл. №14.

7. Репин А.И. Повышение работоспособности и надежности оборудования шахтного объема в РУ ВВЭР-1000 различных поколений. // Сборник трудов 3-й всероссийской конференции Подольск. 26-30 мая 2003. Том 1.

8. Репин А.И. Оптимизация конструкции и рациональный выбор параметров оборудования шахтного объема применительно к ТАЭС в КНР // Сборник «Вопросы атомной науки и техники». Серия: Обеспечение безопасности АЭС. -2006 год. Выпуск 15.

9. А. И. Репин, И.В. Пугачев. Оборудование закрепления реактора и биозащиты на примере ТАЭС в КНР». // МГОУ. XIII Международный семинар «Технологические проблемы прочности» 25 июня 2006 г.

10. Репин А.И. Учет в проекте ВВЭР 1000 требований по съему с эксплуатации реактора и оборудования шахтного объема. // Сборник «Вопросы атомной науки и техники.// Серия: Обеспечение безопасности АЭС. -2007 год. Выпуск 17.

11. В.У. Хайретдинов, А.И. Репин, C.B. Мамонтов и др. Исследование теплогидравлических характеристик оборудования шахтного объема ядерного реактора В-428. // Сборник трудов 5-ой Международной научно-технической конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР».- Подольск. 2007 г