МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
ОБНИНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
Физико-энергетический факультет
Н. П. СЕРДУНЬ
РЕМОНТ КАНАЛЬНЫХ РЕАКТОРОВ
Учебное пособие по курсу «Ремонт оборудования АЭС»
Обнинск 2004
УДК 621.039:621.311.25
Сердунь Н.П. Ремонт канальных реакторов. Учебное пособие по курсу «Ремонт оборудования АЭС» (для студентов очной и заочной форм обучения) – Обнинск: ИАТЭ, 2004, – 32 с.
Предлагаемое учебное пособие посвящено рассмотрению вопросов ремонта основного оборудования атомных электростанций с реакторами типа РБМК. Изложены причины появления дефектов оборудования и его узлов, способы их обнаружения и устранения. Уделено внимание механизации ремонтных работ и безопасности их производства. Рассмотрены некоторые способы и приборы диагностики технического состояния оборудования и контроля произведенных ремонтных работ.
Пособие предназначено для студентов 5 курса специальности 101000 «Атомные электростанции и установки», а также для слушателей факультета повышения квалификации и профессиональной переподготовки по специализации «Ремонт оборудования АЭС».
Илл. 15, библиогр. 8 назв.
Рецензенты: д.т.н., проф. А.И. Трофимов Г.С. Котиков
Темплан 2004, поз.35
Обнинский государственный технический университет атомной энергетики, 2004 г.
Н.П. Сердунь, 2004 г.
2
|
Сокращения и условные обозначения |
АЗ |
– аварийная защита |
АРК |
– кассета аварийной защиты, регулирования и |
|
компенсации и реактивности |
ВКУ |
– внутрикорпусные устройства |
ВТИ |
– Всероссийский теплотехнический институт |
ГЦН |
– главный циркуляционный насос |
КИПиА |
– контрольно-измерительные приборы и автомати- |
ка |
|
КМПЦ |
– контур многократной принудительной циркуля- |
ции |
|
МАГАТЭ |
– Международное агентство по атомной энергии |
НВК |
– нижние водяные коммуникации |
НИКИМТ |
– Научно-исследовательский и конструкторский |
|
институт монтажных технологий |
НРБ |
– нормы радиационной безопасности |
ОПБ |
– общие положения обеспечения безопасности |
|
атомных электростанций при проектировании, |
|
сооружении и эксплуатации |
ОСП |
– основные санитарные правила |
ПВК |
– пароводяные коммуникации |
ПДД |
– предельно допустимая доза облучения |
ППР |
– планово-предупредительный ремонт |
ПТЭ |
– Правила технической эксплуатации |
РБМК |
– реактор большой мощности кипящий |
РГК |
– раздаточный групповой коллектор |
РТУ |
– руководящие технические указания |
СП АЭС |
– Санитарные правила проектирования и |
|
эксплуатации атомных станций |
СУЗ |
– система управления и защиты |
3
Введение
Канальные водографитовые энергетические реакторы типа РБМК-1000 и РБМК-1500 широко используются в отечественной ядерной энергетике. В настоящее время в эксплуатации находятся 4 блока Ленинградской, 3 блока Смоленской и 4 блока Курской АЭС. Готовится к пуску 5-й блок Курской АЭС. Канальные реакторы эксплуатируются и за рубежом, в том числе в Канаде, Индии, Румынии и других странах. Построена серия канальных реакторов типа CANDU с тяжеловодным замедлителем. Один канальный реактор типа FUGEN (ATR) с тяжеловодным замедлителем эксплуатируется в Японии. Эти два типа ядерных реакторов являются ближайшими аналогами реактора РБМК-1000.
Основными конструктивными особенностями канальных реакторов по сравнению с корпусными является замена корпуса большого диаметра, работающего под давлением, рядом каналов небольшого диаметра и, вследствие этого, разветвленная система водяных и пароводяных коммуникаций. Эти особенности накладывают специфические требования к организации, составу и технологии производства ремонтных работ.
1. Конструкционные и ремонтные особенности канальных реакторов
Ядерные энергетические реакторы РБМК мощностью 1000 и 1500 МВт являются одноконтурными и с точки зрения физики процесса характеризуются улучшенным топливным циклом. По своим объемно-планировочным решениям машинные (турбинные) залы АЭС с РБМК-1000 во многом похожи на машинные залы традиционных тепловых электростанций. В то же время в связи с наличием радиоактивного пара потребовалось создание в машинном отделении защитных боксов и принятие других конструкционных решений, направленных на обеспечение радиационной безопасности (мощные стены, перекрытия, герметичные защитные двери, люки и т. д.). По компоновочным решениям энергоблоки с реакторами РБМК-1000 более сложны, чем с реакторами ВВЭР.
4
Для блоков с реакторами РБМК характерен значительный объем работ по укрупнительной сборке и сварке на монтажной площадке крупногабаритных металлоконструкций, сложных узлов реакторных систем и другого специального оборудования, что отрицательно сказывается на качестве сварки. Общая масса металлоконструкций, подлежащих укрупнительной сборке, более 1800 т. Трудоемкость строительно-монтажных работ на АЭС с реакторами РБМК1000 на 20-30% больше, чем на АЭС с реакторами ВВЭР-1000.
К преимуществам реактора РБМК относится расчлененность активной зоны на отдельные автономные каналы, что делает неопасным нарушение их герметичности, т. к. возможна замена любого дефектного канала активной зоны. Однако эта операция проводится на остановленном и расхоложенном реакторе; при этом тепловыделяющая сборка должна быть извлечена из канала. Опыт эксплуатации реакторов РБМК-1000 на Ленинградской, Курской и Чернобыльской АЭС показал, что каналы и сильно разветвленная каналь- но-коммуникационная часть относятся к наиболее важным и уязвимым звеньям водографитовых ядерных реакторов с точки зрения сохранения длительной работоспособности. Это обусловлено тем, что канально-коммуникационная часть таких реакторов состоит из отдельных трубных элементов, соединенных в систему кольцевыми сварными швами различных типов (стыковыми, усовыми, угловыми), находящимися в нижнем и потолочном положениях.
Многочисленность сварных швов на трубах, наличие циркониевого участка в активной зоне, а также переходных соединений циркония с участками из нержавеющей стали явились причинами дефектов в условиях эксплуатации. Нарушение герметичности каналов наблюдались на всех действующих блоках.
Из каналов различного назначения (технологических, системы управления и защиты, охлаждения отражателя, температурных) особо сложными в ремонте, связанном с заменой, являются технологические каналы (ТК) (рис. 1.1) – их в реакторе 1693, и каналы СУЗ, количество которых составляет 179. Сложность их замены определяется весьма малым диаметром проходного сечения
5