Южно-Украинская АЭС - без закрытых тем
29 мая на Южно-Украинской АЭС проходила очередная рабочая встреча, посвященная реализации проекта программы международной технической помощи TACIS «Замена теплоизоляции на оборудовании и трубопроводах первого контура энергоблока №3». Его внедрение начато в 2006 году.
План реализации проекта предусматривает проведение нескольких совещаний, где будет отслеживаться ход выполнения запланированных работ. Одно из них состоялось накануне. Для участия прибыли представители испанского концерна «Iberdrola» - победителя тендера Еврокомиссии на право реализации проекта на ЮУАЭС - и немецкой компании «Kaefer» - фирмы-подрядчика, которая изготавливает теплоизоляцию для атомной станции. Во время встречи они представили южноукраинским специалистам информацию о разработке технической документации для лицензирования нового теплоизоляционного материала и дальнейшего его применения.
Работы по внедрению проекта будут выполнены в процессе планово-предупредительного ремонта 2007 года (запланирован на октябрь-ноябрь). В его ходе в гермозоне третьего энергоблока будут заменены 720 м2 изоляции. Предлагаемый изоляционный материал существенно отличается от применяемого сегодня. Секционная структура обеспечит его многоразовое применение.
Данная работа - один из пунктов концепции повышения безопасности отечественных энергоблоков. До ее начала в Государственный комитет ядерного регулирования Украины будет направлен отчет по анализу безопасности при применении новых типов теплоизоляционных материалов.
Оперативную информацию о работе Южно-Украинской АЭС круглосуточно можно узнать по телефону-автоответчику (05136) 2-29-93.
Сколько служить атомному блоку?
Ресурс основного оборудования атомной станции - тема сегодняшней публикации, которая продолжает серию ответов специалистов ЮУАЭС на вопросы представителей общественности, касающиеся работы энергокомплекса.
Вопрос (из письма представителей экологической общественности г. Вознесенска и Вознесенского района): Ученые утверждают, что по истечении 30 лет эксплуатации металл первого контура «вырабатывает» свой ресурс, и реактор подлежит остановке. С чем связана активная деятельность по продлению срока эксплуатации энергоблока, если резерв прочности исчерпан? Сколько стоит подобная «модернизация» энергоблока? За чей счет она проводится?
Отвечает заместитель главного инженера ОП ЮУАЭС по ядерной и радиационной безопасности Дмитрий Соколов:
- Ресурс работы энергоблока определяется cроком службы невосстановимого оборудования, одним из которых является корпус реактора. При изготовлении корпуса реактора расчетный срок его службы был установлен 40 лет из условий действия на него нейтронного потока, равного 6,4х1019 нейтронов на см2.
В проекте АЭС генеральным конструктором реакторной установки этот срок был определен 30 годами, что и определило время жизни энергоблока, исходя из имеющегося на тот момент уровня знаний. В 70-х годах прошлого века ученые консервативно считали, что к этому сроку первоначальные расчеты должны быть уточнены.
Три по десять - это много, или мало?
В первую очередь, необходимо понимать, почему был обозначен именно этот срок - 30 лет.
Охрупчивание корпуса реактора происходит под действием нейтронного излучения от находящегося вблизи него ядерного топлива. В ходе экспериментов реакторная сталь была облучена мощным источником излучения, в десятки раз превышающим уровни в реакторе. На базе анализа механических свойств после этой процедуры был выведен ресурс металла, который равнялся 40 годам при накоплении 6,4х1019 нейтронов на см2. Как уже было сказано, в проекте это значение консервативно ограничено - 5,7х1019 нейтронов на см2 за 30 лет. Именно это значение должно было набираться при ежегодной работе энергоблока на номинальной мощности в течение 7000 часов на протяжении трех десятилетий.
Но наука не стоит на месте. На данный момент можно констатировать, что реакторы ЮУАЭС работают на номинальной мощности, как правило, меньше 7000 часов в год. Средняя длительность кампании составляет 6500-6600 часов ежегодно, что уже дает дополнительный запас до исчерпания ресурса. Кроме того, незначительными изменениями в расстановке топлива в активной зоне (не влияющими на безопасность) удается снизить облучение корпуса реактора на 25-40 процентов, по сравнению с проектными показателями.
Уточненные данные свидетельствуют, что за прошедшую 21 топливную кампанию ресурс корпуса первого блока ЮУАЭС выработан лишь на одну треть. А значит, при сохранении такого же темпа эксплуатации он может безопасно работать в течение 50-60 лет. Примерно такая же картина складывается и для энергоблоков №2 и №3.
В чем суть?
Далее разъясним термин «исчерпание резерва прочности». Прочностные характеристики металла корпуса реактора, включающие в себя механические свойства металла, критическую температуру хрупкости (температуру вязко-хрупкого перехода), коэффициент радиационного охрупчивания, сдвиг критической температуры хрупкости (далее свойства металла), регламентированы по своим значениям нормативными документами, действующими в Украине.
Но поскольку свойства реакторной стали отличаются друг от друга для разных металлургических плавок, в каждый реактор (и ЮУАЭС не исключение) изначально загружены образцы-свидетели (ОС), которые изготовлены из припусков элементов корпусных деталей. Места расположения, количество, ориентация комплектов ОС регламентированы генеральным конструктором реакторной установки. Всего в каждый корпус реактора было загружено по шесть комплектов ОС. Назначение образцов-свидетелей - отслеживание текущего состояния материалов критических элементов (исходя из параметров радиационного охрупчивания в процессе эксплуатации) и определение прогнозной оценки изменений свойств металла корпуса реактора.
Текущее и прогнозное состояния оцениваются по результатам исследований образцов-свидетелей, расположенных:
- на верхнем ярусе контейнерных сборок, где скорость облучения нейтронами равна скорости облучения металла корпуса реактора;
- на нижнем ярусе контейнерных сборок, где скорость облучения нейтронами опережает скорость облучения металла корпуса реактора в 3 раза.
В соответствии с техническими решениями, согласованными с генеральным конструктором, в установленные сроки производятся выгрузки комплектов ОС с последующими исследованиями свойств их металла. Их проводят «Курчатовский институт» (г. Москва) и Институт ядерных исследований (г. Киев). Результаты сравниваются с исходными (до облучения) значениями свойств металла ОС, которые определялись на заводе-изготовителе корпуса реактора и зафиксированы в формулярах (паспортах) на каждый образец-свидетель. Каждая последующая выгрузка комплектов ОС обосновывается соответствующим техническим решением, прошедшим техническую экспертизу и согласованным с Государственным комитетом ядерного регулирования Украины (ГКЯРУ).
На текущий момент
- на энергоблоке №1 произведены три штатные выгрузки (1984 г., 1990 г., 1999 г.) и одна внештатная (2006 г. - находится в ИЯИ на исследовании);
- на энергоблоке №2 - три штатные выгрузки (1991 г., 1996 г. и 2005 г.);
- на энергоблоке №3 - две штатные выгрузки (1994 г. и 1998 г.), следующая выгрузка запланирована на 2009 год.
Результаты исследований отображаются в специальных отчетах. Проходя экспертизу в Государственном научно-техническом центре ГКЯРУ, они являются одним из условий получения разрешения на пуск энергоблока после ремонтной кампании.
По имеющимся на сегодня данным, можно однозначно заявить, что значения механических свойств и радиационных характеристик металла образцов-свидетелей, и, как следствие, металла корпусов реакторов энергоблоков
№1 - 3, находятся в пределах, регламентированных «Нормами расчета на прочность оборудования и трубопроводов АЭС».
При этом еще раз отметим, что за прошедшую 21 топливную кампанию на энергоблоке №1 и 18 топливных кампаний на энергоблоке №2, ресурс корпусов первого и второго «миллионников» по радиационному воздействию выработан лишь на 33 процента; ресурс корпуса блока №3 после
16 топливных кампаний - на
29 процентов. При сохранении существующего уровня радиационного воздействия, это обеспечит возможность их эксплуатации в течение не менее 50-60 кампаний.
Печатается с продолжением.
Работы по внедрению проекта будут выполнены в процессе планово-предупредительного ремонта 2007 года (запланирован на октябрь-ноябрь). В его ходе в гермозоне третьего энергоблока будут заменены 720 м2 изоляции. Предлагаемый изоляционный материал существенно отличается от применяемого сегодня. Секционная структура обеспечит его многоразовое применение.
Данная работа - один из пунктов концепции повышения безопасности отечественных энергоблоков. До ее начала в Государственный комитет ядерного регулирования Украины будет направлен отчет по анализу безопасности при применении новых типов теплоизоляционных материалов.
Оперативную информацию о работе Южно-Украинской АЭС круглосуточно можно узнать по телефону-автоответчику (05136) 2-29-93.
Сколько служить атомному блоку?
Ресурс основного оборудования атомной станции - тема сегодняшней публикации, которая продолжает серию ответов специалистов ЮУАЭС на вопросы представителей общественности, касающиеся работы энергокомплекса.
Вопрос (из письма представителей экологической общественности г. Вознесенска и Вознесенского района): Ученые утверждают, что по истечении 30 лет эксплуатации металл первого контура «вырабатывает» свой ресурс, и реактор подлежит остановке. С чем связана активная деятельность по продлению срока эксплуатации энергоблока, если резерв прочности исчерпан? Сколько стоит подобная «модернизация» энергоблока? За чей счет она проводится?
Отвечает заместитель главного инженера ОП ЮУАЭС по ядерной и радиационной безопасности Дмитрий Соколов:
- Ресурс работы энергоблока определяется cроком службы невосстановимого оборудования, одним из которых является корпус реактора. При изготовлении корпуса реактора расчетный срок его службы был установлен 40 лет из условий действия на него нейтронного потока, равного 6,4х1019 нейтронов на см2.
В проекте АЭС генеральным конструктором реакторной установки этот срок был определен 30 годами, что и определило время жизни энергоблока, исходя из имеющегося на тот момент уровня знаний. В 70-х годах прошлого века ученые консервативно считали, что к этому сроку первоначальные расчеты должны быть уточнены.
Три по десять - это много, или мало?
В первую очередь, необходимо понимать, почему был обозначен именно этот срок - 30 лет.
Охрупчивание корпуса реактора происходит под действием нейтронного излучения от находящегося вблизи него ядерного топлива. В ходе экспериментов реакторная сталь была облучена мощным источником излучения, в десятки раз превышающим уровни в реакторе. На базе анализа механических свойств после этой процедуры был выведен ресурс металла, который равнялся 40 годам при накоплении 6,4х1019 нейтронов на см2. Как уже было сказано, в проекте это значение консервативно ограничено - 5,7х1019 нейтронов на см2 за 30 лет. Именно это значение должно было набираться при ежегодной работе энергоблока на номинальной мощности в течение 7000 часов на протяжении трех десятилетий.
Но наука не стоит на месте. На данный момент можно констатировать, что реакторы ЮУАЭС работают на номинальной мощности, как правило, меньше 7000 часов в год. Средняя длительность кампании составляет 6500-6600 часов ежегодно, что уже дает дополнительный запас до исчерпания ресурса. Кроме того, незначительными изменениями в расстановке топлива в активной зоне (не влияющими на безопасность) удается снизить облучение корпуса реактора на 25-40 процентов, по сравнению с проектными показателями.
Уточненные данные свидетельствуют, что за прошедшую 21 топливную кампанию ресурс корпуса первого блока ЮУАЭС выработан лишь на одну треть. А значит, при сохранении такого же темпа эксплуатации он может безопасно работать в течение 50-60 лет. Примерно такая же картина складывается и для энергоблоков №2 и №3.
В чем суть?
Далее разъясним термин «исчерпание резерва прочности». Прочностные характеристики металла корпуса реактора, включающие в себя механические свойства металла, критическую температуру хрупкости (температуру вязко-хрупкого перехода), коэффициент радиационного охрупчивания, сдвиг критической температуры хрупкости (далее свойства металла), регламентированы по своим значениям нормативными документами, действующими в Украине.
Но поскольку свойства реакторной стали отличаются друг от друга для разных металлургических плавок, в каждый реактор (и ЮУАЭС не исключение) изначально загружены образцы-свидетели (ОС), которые изготовлены из припусков элементов корпусных деталей. Места расположения, количество, ориентация комплектов ОС регламентированы генеральным конструктором реакторной установки. Всего в каждый корпус реактора было загружено по шесть комплектов ОС. Назначение образцов-свидетелей - отслеживание текущего состояния материалов критических элементов (исходя из параметров радиационного охрупчивания в процессе эксплуатации) и определение прогнозной оценки изменений свойств металла корпуса реактора.
Текущее и прогнозное состояния оцениваются по результатам исследований образцов-свидетелей, расположенных:
- на верхнем ярусе контейнерных сборок, где скорость облучения нейтронами равна скорости облучения металла корпуса реактора;
- на нижнем ярусе контейнерных сборок, где скорость облучения нейтронами опережает скорость облучения металла корпуса реактора в 3 раза.
В соответствии с техническими решениями, согласованными с генеральным конструктором, в установленные сроки производятся выгрузки комплектов ОС с последующими исследованиями свойств их металла. Их проводят «Курчатовский институт» (г. Москва) и Институт ядерных исследований (г. Киев). Результаты сравниваются с исходными (до облучения) значениями свойств металла ОС, которые определялись на заводе-изготовителе корпуса реактора и зафиксированы в формулярах (паспортах) на каждый образец-свидетель. Каждая последующая выгрузка комплектов ОС обосновывается соответствующим техническим решением, прошедшим техническую экспертизу и согласованным с Государственным комитетом ядерного регулирования Украины (ГКЯРУ).
На текущий момент
- на энергоблоке №1 произведены три штатные выгрузки (1984 г., 1990 г., 1999 г.) и одна внештатная (2006 г. - находится в ИЯИ на исследовании);
- на энергоблоке №2 - три штатные выгрузки (1991 г., 1996 г. и 2005 г.);
- на энергоблоке №3 - две штатные выгрузки (1994 г. и 1998 г.), следующая выгрузка запланирована на 2009 год.
Результаты исследований отображаются в специальных отчетах. Проходя экспертизу в Государственном научно-техническом центре ГКЯРУ, они являются одним из условий получения разрешения на пуск энергоблока после ремонтной кампании.
По имеющимся на сегодня данным, можно однозначно заявить, что значения механических свойств и радиационных характеристик металла образцов-свидетелей, и, как следствие, металла корпусов реакторов энергоблоков
№1 - 3, находятся в пределах, регламентированных «Нормами расчета на прочность оборудования и трубопроводов АЭС».
При этом еще раз отметим, что за прошедшую 21 топливную кампанию на энергоблоке №1 и 18 топливных кампаний на энергоблоке №2, ресурс корпусов первого и второго «миллионников» по радиационному воздействию выработан лишь на 33 процента; ресурс корпуса блока №3 после
16 топливных кампаний - на
29 процентов. При сохранении существующего уровня радиационного воздействия, это обеспечит возможность их эксплуатации в течение не менее 50-60 кампаний.
Печатается с продолжением.
Группа по связям со СМИ и общественностью Южно-Украинской АЭС