Очень крутой обзор по ситуации с растрескиванием графита на 1-ом блоке ЛАЭС ( или пора Питерцам валить )))) - Часть 2

На циркониевую часть технологического канала надеты разрезные графитовые кольца. Эти кольца плотно облегают трубу канала или прижаты к поверхности отверстия графитовой кладки. Разрезные кольца обеспечивают теплопередачу от графитовой кладки к теплоносителю, протекающему в канале, и дают возможность изменяться размерам каналов. В процессе эксплуатации реакторов типа Р.Б.М.К.-1000 под действием радиационного облучения, температуры, а для технологических каналов и давления теплоносителя происходит изменение формы канальных труб, графитовых блоков и колец. Это, в свою очередь, приводит к исчезновению проектного диаметрального зазора между циркониевой трубой технологического канала и наружным графитовым кольцом, и появления контакта между технологическим каналом и графитовой кладкой и, как следствие, их «заклинивание» трубы в канале графитовой кладки. При «заклинивании» технологического канала возникают деформации и, как следствие, возникают напряжения в графитовых блоках, что приводит к растрескиванию блоков и искривлению графитовой кладки. Эти обстоятельства приводят к сокращению срока службы реактора. Исчерпание проектного диаметрального зазора между циркониевой трубой технологического канала и наружным графитовым кольцом и исчерпание проектного диаметрального зазора между каналом и графитовой кладкой приводит к их преждевременному растрескиванию, искривлению графитовых кладок. Методики измерения и контроля величины зазоров непрямые и трудоемкие. Можно предположить, что на первом блоке для обоснования продления срока службы реактора проводится контроль технического состояния графитовой кладки путем проведения измерений газовых зазоров.

2-Ой параметр — прочность графита

Под действием нейтронного потока, а также температуры и времени в процессе эксплуатации происходит старение графита, как материала, и, следовательно, всей графитовой кладки.
Старение выражается в изменении геометрических характеристик графитовых блоков, а также в ухудшении механических и теплофизических свойств самого графита.

Рис.4. Трещины в графитовых блоках по результатам осмотра при обследовании в 2008 г. первого блока №1 и схема деформации «разбухание» графитовой кладки за счет раскрытия трещин.

Из-за перераспределения плотности графита по объему это может привести к изменению его замедляющей способности по высоте активной зоны реактора, а также ускоренному искривлению технологических каналов. Объективно оценить количественно последствия разрушения графита блоков и тем более влияние на искривление колонн графитовой кладки реакторов Р.Б.М.К.-1000 не представляется возможным. Целостность графитового блока является одним из важнейших факторов, определяющих работоспособность и ресурс графитовой кладки, поскольку её нарушение может повлиять на выполнение всех функций кладки.

Рис. 5. Схема распределения температуры –Т и флюенса нейтронов – F в графитовом блоке. Характер напряжений и раскрытие продольной трещины.

Учитывая рекомендации Курчатовского института, еще до остановки реактора было принято решение о снижении мощности первого энергоблока до 80 % от номинала – это означало, что критический флюенс нейтронного облучения графита снижен до допустимого флюенса нейтронного облучения графита. (Флюенс нейтронов — величина, равная отношению числа нейтронов, падающих за данный интервал времени на нек-рую поверхность, расположенную перпендикулярно направлению распространения нейтронного излучения, к площади этой поверхности). Критический флюенс нейтронного облучения графита, при котором размеры образца графита возвращаются к исходному значению, используется как определение полезного срока службы графита. Можно предположить, что на первом блоке для обоснования продления срока службы реактора проводится испытание на образцах, взятых из разных мест графитовой кладки, и проводится определение механических и теплофизических свойств графита.

3-Ий параметр — это искривление графитовых колонн и, как следствие, искривление технологических каналов и каналов СУЗ.

Предельно-допустимое значение искривления не обеспечивает работоспособность основных устройств, расположенных внутри активной зоны: технологических каналов с тепловыделяющими сборками и каналов со стержнями системы управления и защиты. Доказано в исследованиями, что искривление канальной трубы, превышающее 80 мм, приведет к снижению зазора между технологическим каналом и TBC до величины менее 1 мм и, вследствие этого, к резкому снижению теплотехнической надежности тепловыделяющих сборок.

Одним из основополагающих требований безопасности А.Э.С является обеспечение проходимости стержней в каналах системы управления и защиты (СУЗ), с учетом возможного искривления колонн графитовой кладки. Каналы системы управления и защиты предназначены для размещения в них регулирующих стержней системы управления, а также для обеспечения циркуляции воды, охлаждающей исполнительные органы системы управления. Канал системы управления и защиты представляет собой сварную трубную конструкцию из циркониевого сплава и коррозионно-стойкой стали. На канал надеты графитовые втулки, обеспечивающие необходимый температурный режим графитовой колонны. На верхней части канала устанавливаются головки для крепления исполнительных механизмов и подвода к каналу охлаждающей воды. В нижней части канала установлен дроссель, обеспечивающий заполнение всей полости канала водой.

Рис.6. Схема канал системы управления и защиты:
1. Стержень-поглотитель. 2. Сильфонный компенсатор. 3. Тракт верхнего канала СУЗ. 4. Верхняя пробка 5. Сервопривод. 6. Нижняя биологическая защита. 7. Верхняя биологическая защита. 8. Дроссельное устройство. 9. Трубопровод отвода воды из канала. 10. Трубопровод подвода воды в канал.

Ректор Р.Б.М.К. -1000 имеет один способ управления – с помощью стержней, когда в зависимости от положения стержней в активной зоне меняется мощность реактора. 2-Ой способ – борное регулирование, когда в зависимости от концентрации бора в теплоносителе меняется мощность в одноконтурных А.Э.С, отсутствует, поскольку теплоноситель одновременно является рабочим телом турбины. Одним из главных требований безопасности является обеспечение проходимости стержней СУЗ в каналах с учетом возможного искривления колонн графитовой кладки в процессе длительной эксплуатации. Без выполнения этого требования запуск блока невозможен. Проходимость стержней СУЗ становится определяющим фактором для безопасности А.Э.С. На работающем на мощности реакторе постоянно в верхней части реактора находится большая группа – стержни защиты реактора с поглощающим нейтроны материалом, которые при возникновении аварийной ситуации, должны со «свистом» пройти по каналу в активную зону и заглушить реактор.

Еще записи на эту же тему:



Страницы: 1 2 3

Оставить комментарий (Зарегистрируйтесь и пишите коментарии без CAPTCHи !)

 
© 2008-2018 EnergyFuture.RU Профессионально об энергетике. All rights reserved. Перепечатка материалов разрешается при условии установки активной гиперссылки на EnergyFuture.RU.