Особенности технологии изготовления графитовых кладок реакторов РБМК и разработка методологии оценки их ресурса тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.17.11, кандидат технических наук Балдин, Виктор Дмитриевич

• Балдин, Виктор Дмитриевич
• кандидат технических наук
• 2006

Оглавление диссертации кандидат технических наук Балдин, Виктор Дмитриевич

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.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Особенности технологии изготовления графитовых кладок реакторов РБМК и разработка методологии оценки их ресурса»

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. ^ ^ \

Заключение диссертации по теме «Технология силикатных и тугоплавких неметаллических материалов», Балдин, Виктор Дмитриевич

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.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Балдин, Виктор Дмитриевич, 2006 год

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