Продление ресурса и безопасность АЭС

1. Лекция . ПРОДЛЕНИЕ РЕСУРСА И БЕЗОПАСНОСТЬ АЭС

Актуальные проблемы ЯЭ:
продление срока службы;
повышение безопасности, сейсмостойкости;
обеспечение замкнутого топливного цикла;
совершенствование методов и систем
диагностики; управления технологически ми
процессами и тяжелыми авариями.

2. Повышение ресурсных характеристик и совершенствование эксплуатационных показателей ЯЭУ проводится по двум направлениям:

• - повышение назначенного ресурса оборудования и
обеспечивающих систем ЯЭУ за счет совершенствования
конструкции, отработки и других технических мероприятий
на стадии проектирования;
• - внедрение систем мониторинга для оперативного
эксплуатационного контроля расхода назначенного ресурса
по всем видам оборудования, лимитирующим ресурс ЯЭУ в
целом, с оценкой остаточного ресурса.
• Авария на АЭС Фукусима продемонстрировала
необходимость ужесточение нормативных
требований обеспечения сейсмостойкости АЭС.

3. ПРОДОЛЖЕНИЕ Повышение ресурсных характеристик и совершенствование эксплуатационных показателей ЯЭУ

• При повышении ресурса работы оборудования, ВКУ и ТВС
достигается не только снижение удельного расхода энергии на их
изготовление и обслуживание, но и значительный экономический
эффект.
• В числе главных являются задачи прогнозирования, выявления
и предотвращения условий эксплуатации, приводящих к
виброакустическим резонансам теплоносителя с вибрациями
оборудования, способствующих ускоренной деградации
конструкционных материалов, усталостным разрушениям
элементов ВКУ и ТВС, и разгерметизации ТВЭЛ.

4. В настоящее время созданы методы и алгоритмы расчетов и обоснован выбор средств, предназначенных для прогнозирования и

предотвращения условий
возникновения роста вибраций ТВЭЛ, ТВС и ВКУ,
обусловленных акустическими колебаниями теплоносителя.
• Задачи выявление и предотвращение условий эксплуатации,
приводящих к резонансному взаимодействию акустических
колебаний теплоносителя с вибрациями оборудования и с
сейсмическими нагрузками относятся к актуальным в
настоящее время задачам.
• Результаты, касающиеся виброакустических резонансов в
ядерных реакторах, получены в России путем проведения
междисциплинарных исследований, т.е. на стыке нескольких
наук.

5. Разработанные российскими учеными методы и алгоритмы расчетов могут использоваться для количественных оценок СЧКДТ, добротности

(Q), логарифмического коэффициента
затухания колебаний давления в теплоносителе, вызванных
внешними динамическими воздействиями на АЭС, в том
числе и сейсмическими. Они могут использоваться для
повышения сейсмостойкости существующих та и
проектируемых ЯЭУ типа ВВЭР, а так же и для зарубежных
станций типа BWR и PWR.
• Результаты расчетов показывают, в каком направлении и
насколько следует изменить параметры теплоносителя для
предотвращения резонансного взаимодействия СЧКДТ с
вибрациями ТВС и ВКУ, т.е. для ограничения уровня вибраций.

6.

• Предотвращение условий эксплуатации,
приводящих к повышению вибраций из
за возникновения виброакустических
резонансов в первом контуре АЭС с
ВВЭР-1000 должно быть обеспечено:
• ПУТЕМ ВНЕСЕНИЯ ДОПОЛНЕНИЙ В
РЕГЛАМЕНТ ЭКСПЛУАТАЦИИ
• И МОЖЕТ БЫТЬ ОСУЩЕСТВЛЕНО
СРЕДСТВАМИ ШТАТНЫХ СИСТЕМ
АСУТП АЭС ВВЭР-1000.

7. Анализ результатов измерения виброакустических сигналов на АС с ВВЭР-1000 позволил определить диапазон частот резонансного

возбуждения синусоидальных сейсмических
колебаний (от 0,5 до ~ 50 Гц).
• При попадании частоты сейсмических волн в полосы пропускания
частот собственых колебаний теплоносителя в контуре АС и/или
отдельных его элементов, или при совпадении их частот с
частотами собственных колебаний теплоносителя происходит
увеличение амплитуды сейсмической волны в контуре
теплоносителя АС. Максимальной величины амплитуда
сейсмической волны достигает при совпадении частот
сейсмических волн с модами собственных колебаний
теплоносителя. В этом случае произойдет кратное (соответсвенно
величине Q) увеличение амплитуды сейсмической волны в контуре
теплоносителя АС и ее значений в процессе затухания волны.

8. источники пульсаций давления теплоносителя :

• главные циркуляционные насосы (ГЦН),
вращение которых приводит к появлению в спектре
пульсаций давления частот комбинационных и
кратных его оборотной частоте;
• турбулентность потока и вихреобразования в
зонах изменения проходных сечений и направлений
движения потока;
• собственные колебаний давления теплоносителя,
который, как и любой конструктивный элемент,
обладающий массой и упругостью, имеет набор
собственных частот колебаний давления
теплоносителя (СЧКДТ). Эти колебания
проявляются в виде акустических стоячих волн,
фиксирующихся в различных точках проточной
части первого контура.

9.

• вибрации, могут быть причиной
повреждения трубных систем,
внутрикорпусных устройств (ВКУ)
оборудования и тепловыделяющих сборок
(ТВС).
• Однако в настоящее время процессы
взаимодействия между вибрациями
оборудования и колебаниями
теплоносителя на АЭС исследованы не
достаточно.

10.

• По современным мировым оценкам ущерб от суточного
простоя энергоблока с электрической мощностью 1000 МВт
достигает нескольких сотен тысяч Евро.
• Увеличение кампании ядерного топлива в энергетических
реакторах c 3-х до 10-ти и более лет является актуальной
задачей.
• Характеристики топлива, удовлетворяющие этим показателем,
определены и его изготовление не вызывает особых проблем.
• Иначе обстоит дело с обеспечением работоспособности
оболочек ТВЭЛ.
• Опыт эксплуатации ТВЭЛ показывает, что главной причиной
их повреждений является фреттинг - коррозия, т.е. износ из-за
трения в зоне контакта поверхности ТВЭЛ с поверхностью
прилегающего элемента дистанционирующей решетки.

11. Интенсивность износа защитной оболочки ТВЭЛ при ФК возрастает при  виброакустическом  резонансе (ВАР), при котором частоты

Интенсивность износа защитной оболочки ТВЭЛ при ФК
возрастает при
виброакустическом
резонансе (ВАР), при
котором частоты вибраций ТВЭЛ и/или ТВС попадают в полосу
пропускания (ПП) акустических колебаний теплоносителя в
активной зоне (АЗ) реактора
• Частота акустических колебаний теплоносителя в АЗ зависит от
величины скорости звука в теплоносителе и от геометрических
размеров АЗ.
• Известно, что скорость звука в теплоносителе АЗ резко
уменьшается при наличии в нем паровых и газовых пузырьков.
Однако этот фактор в проектно-конструкторских материалах не
рассматривается.
• Одной из главных задач является выявление и предотвращение
возникновения условий эксплуатации, приводящих к
виброакустическим резонансам колебаний ТВЭЛ, ТВС, ВКУ с
колебаниями теплоносителя.

12.

• Известно, что образование газовой фазы продуктов радиолиза воды
обусловлено кипением теплоносителя. Поскольку кипение
теплоносителя в активных зонах реакторов ВВЭР и PWR в условиях
нормальной эксплуатации отсутствует, принято считать, что в
пределах активной зоны теплоноситель однофазный.
• Однако, данные измерений акустических колебаний в первых
контурах АЭС с ВВЭР – 1000, и результаты расчетов СЧКДТ,
подтверждают правомерность физического обоснования механизма
образования газовой фазы продуктов радиолиза в теплоносителе
реакторов ВВЭР и PWR.
• Согласно этому механизму образование газовой фазы происходит в
результате возникновения эффекта “пузырьковой камеры” в
перегретой воде (или в паре), находящейся в узком зазоре,
образованном наружной поверхностью тепловыделяющего элемента
и прилегающей к ней поверхностью элемента дистанционирующей
решетки.

13.

• Обоснование российскими учеными двухфазного
состояния теплоносителя в активной зоне ВВЭР и PWR
и зависимости СЧКДТ от уровня мощности реактора
является чрезвычайно важным результатом,
позволяющим прогнозировать возникновение
виброакустических резонансов при проектировании и
эксплуатации АЭС.
• Особое значение разработка методов прогнозирования
возникновения виброакустических резонансов и их
предотвращения имеет для уменьшения разгерметизаций
ТВЭЛ обусловленных фреттинг – коррозией.

14.

• На рис.1 и 2 приведены примеры практического
использования результатов расчета СЧКДТ,
добротности, ПП для прогнозирования числа и
места расположения в активной зоне ТВС, которые
будут испытывать повышенные вибрации в
исследованных режимах режимах.
• ТВС с повышенным уровнем вибраций
выделены темным цветом.
• Эти результаты получены путем использования
программного комплекса, предназначенного
для моделирования динамических процессов в
реакторных установках с реакторами типа
ВВЭР – 1000.

15. Рис. 1. Расположение ТВС с повышенным уровнем вибраций в активной зоне ВВЭР - 1000 (прогноз): в режиме Р=16 МПа, tвх = 285 С;

tвых = 314 С

16. Рис.2. Расположение ТВС с повышенным уровнем вибраций в активной зоне ВВЭР - 1000 (прогноз): в режиме Р=16 МПа, tвх = 284 С,

tвых = 301 С.

17.

18. Безопасность атомных станций с ВВЭР Проектно-технические решения

Первые блоки АЭС с ВВЭР
Малые течи теплоносителя. Герметичные помещения на
избыточное давление 1 кг/см2.
Ново-Воронежская АЭС: 1 и 2 блоки.
АЭС «Райнсберг» в ГДР
Первое поколение АЭС с ВВЭР-440
Разрыв трубы до 100 мм.
Герметичные помещения на
избыточное давление 1 кг/см2.
Ограниченный выброс избыточной
среды при большом давлении.
Нововоронежская АЭС, 3-4 блоки
Кольская АЭС, 1-2 блоки
Армянская АЭС, 1-2 блока
АЭС «Норд» (ГДР), 1-4 блоки
АЭС «Козлодуй» (Болгария), 1-4 блоки
АЭС Богунице (Чехословакия), 1-2 блоки
АЭС с ВВЭР-1000
Защитная оболочка.
Разрыв трубы до 850 мм.
Нововоронежская АЭС, 5 блок
Южно-Украинская АЭС, 1-3 блоки
Калининская АЭС, 1-3 блоки
Запорожская АЭС, 1-6 блоки
Балаковская АЭС, 1-4 блоки
Ровенская АЭС, 3-4 блоки
Хмельницкая АЭС, 1-2 блоки
Ростовская АЭС, 1 блок
АЭС «Козлодуй» Болгария, 5-6 блоки
АЭС «Темелин», Чехия, 1-2 блоки
АЭС «Тянь-Вань», Китай, 1-2 блоки
АЭС- 2006
Двойная защитная оболочка.
Пассивный теплоотвод.
Удержание расплавленной
активной зоны.
Ведется строительство
ЛАЭС-2 и НВАЭС-2

19.

• АЭС с реактором 3 поколения означает:
• – стандартный проект, подготовленный к ускоренному
лицензированию;
• – сокращенные сроки и стоимость строительства;
• – простая и надежная конструкция, устойчивая к возможным
ошибкам оператора;
• – высокий коэффициент использования установленной мощности
и срок эксплуатации до 60 лет;
• – защита против аварии с расплавлением активной зоны;
• – минимальное воздействие на окружающую среду;
• – высокое выгорание топлива и низкое количество
радиоактивных отходов.
• Этим требованиям полностью соответствуют российские
эволюционные реакторы – ВВЭР-1000 (проекты АЭС-91 и АЭС92, АЭС 2006, ВВЭР-640).

20. Проект РУ ВВЭР - ТОИ

ВВЭР-ТОИ (В-510) – типовой оптимизированный и
информатизированный проект двухблочной АЭС с реактором
ВВЭР-1300 (водо-водяной энергетический реактор),
выполняемый в современной информационной среде и в
соответствии с требованиями ядерной и радиационной
безопасности
Оптимизацию эксплуатационных характеристик ВВЭР предполагается
обеспечить за счет ревизии части инженерных и компоновочных
решений проекта «В-320» с учетом последующих модернизаций (АС
91/99, АС 92) и проекта «АЭС 2006.
• По сравнению с проектом АЭС-2006, проект ВВЭР-ТОИ обладает
следующими отличиями:
• - оптимизацией сочетания целевых показателей экономичности
выработки электроэнергии и использования топлива;
- повышением тепловой мощности реактора с увеличением
электрической мощности (брутто) до 1250–1300 МВт;
- усовершенствованием конструкции активной зоны, направленным на
увеличение запасов по теплотехнической надежности ее охлаждения;
- дальнейшим развитием пассивных систем безопасности.

21.

АЭС с ВВЭР-1000, АЭС-2006 и АЭС с ВВЭР - ТОИ

22.   Системные проблемы современной ядерной энергетики:

Системные проблемы современной ядерной
энергетики:
• Низкая эффективность полезного использования
добываемого природного урана – менее 1%
• Непрерывно возрастающее количество ОЯТ и РАО
Требования к ядерно-энергетической системе (ЯЭС):
• Экономическая эффективность
• Гарантированная безопасность
• Отсутствие ограничений по сырьевой базе на исторически
значимый период времени
• Обращение с ОЯТ и РАО – организация топливного цикла
ЯЭ должна обеспечивать безопасную окончательную
изоляцию РАО
• Масштаб энергопроизводства – доля на рынке
электроэнергии в стране не менее 30%
• Структура энергопроизводства должна обеспечивать
возможность расширения рынков сбыта.

23. Инновационная атомная энергетика

• Разработка инновационных решений для создания
структуры атомной энергетики , позволяющей
эффективно содействовать переходу общества к
устойчивому развитию, обеспечить
конкурентоспособность отечественных технологий на
мировом атомном рынке (20% мирового рынка),
добиваться лидерства во внедрении инноваций.
• На рис.3 показана роль инновационных
энерготехнологий в изменении структуры
электроэнергетики России.

24. Рис.3 Использование инновационных энерготехнологий для изменения структуры электроэнергетики России

25. Приоритетные направления долгосрочной научно-технической политики

– наращивание атомных мощностей на основе
усовершенствования освоенных технологий ВВЭР, СуперВВЭР;
– ввод в систему атомной энергетики замкнутого топливного
цикла и быстрых реакторов с расширенным
воспроизводством топлива БР;
– внедрение атомных мощностей в производство водорода, в
энергоемкие отрасли промышленности и в коммунальный
сектор ВТГР;
– разработка расплавносолевого реактора для пережигания
долгоживущих нуклидов в замкнутом ядерном топливном
цикле ЖСР.

26. Предложения по проекту СУПЕР-ВВЭР

Предложения по проекту СУПЕРВВЭР
Технологическая схема и характеристики
инновационного двухконтурного Супер-ВВЭР
на быстрых нейтронах, охлаждаемого пароводяной смесью (ПВЭР) приведены на рис.3

27. Рис.4. Двухконтурный инновационный Супер-ВВЭР на быстрых нейтронах, охлаждаемый паро-водяной смесью (ПВЭР)

28. Малая ядерная энергетика

• На основе опыта создания и эксплуатации судовых и корабельных
реакторов в ОАО «ОКБМ Африкантов» разработан ряд проектов
реакторных установок для автономных атомных энергоисточников
малой мощности в диапазоне от 6 до 100 МВт(эл).
• Они предназначены для комплексного электро- и теплоснабжения
(как бытового, так и промышленного) изолированных потребителей
в удаленных районах, не имеющих централизованного
энергоснабжения, с дорогим дальнепривозным топливом.
• В России это крупные населенные пункты и порты вдоль Северного
Морского пути и побережья Дальнего Востока, месторождения
полезных ископаемых, военные базы; за рубежом - прибрежные
районы развивающихся стран.
Наиболее готовые к реализации проекты энергоисточников
малой мощности АБВ-6М и КЛТ-40С предполагают размещение
атомной энергетической установки на суше и на несамоходных
плавучих средствах

29. Общий вид плавучего энергоблока с реакторными установками КЛТ- 40С

30.

31.

• Первую электроэнергию в изолированную сеть
Чаун-Билибинского энергоузла Чукотки ПАТЭС
выдала 19 декабря 2019 года. Международный
журнал Power признал это событие одним из
шести ключевых событий года в мировой
атомной энергетике.
• С момента включения в сеть ПАТЭС уже
выработала свыше 47,3 млн кВт.ч
электроэнергии, сейчас она обеспечивает 20%
потребности в электроэнергии ЧаунБилибинского энергоузла.
• после вывода Билибинской АЭС из эксплуатации,
ПАТЭС будет основным источником
энергоснабжения Чукотки.

32.

• Первую электроэнергию в изолированную сеть
Чаун-Билибинского энергоузла Чукотки ПАТЭС
выдала 19 декабря 2019 года.
• Международный журнал Power признал это
событие одним из шести ключевых событий года в
мировой атомной энергетике.
• С момента включения в сеть ПАТЭС уже
выработала свыше 47,3 млн кВт.ч электроэнергии,
сейчас она обеспечивает 20% потребности в
электроэнергии Чаун-Билибинского энергоузла.
• А после вывода Билибинской АЭС из
эксплуатации, ПАТЭС будет основным
источником энергоснабжения Чукотки.

33. Технические характеристики:

• количество РУ 2 шт.,
• эл. мощность в конденсационном режиме, МВт 2х38,5 ,
• отпуск тепла, Гкал/ч - 2х73,
• номинальная производительность по
опресненной воде -100000, м3/сут.,
• КИУМ-0,8,
• периодичность перегрузки топлива- 2,5года,
периодичность заводского ремонта – 12 лет.

34. Системы безопасности РУ КЛТ-40С.

35. Ядерная установка теплоснабжения с бассейновым реактором РУТА

• Радиационное воздействие установок РУТА на
окружающую среду не только при нормальной
эксплуатации, но и при любых реально
возможных аварийных ситуациях не будет
превышать уровня, соответствующего
естественному радиационному фону.
• Установки такого типа могут располагаться в
непосредственной близости от населенных
пунктов.
• На рис.5 представлен реактор бассейнового типа
РУТА

36. Рис. 5 Реактор бассейнового типа РУТА 1 - активная зона, 2-теплообменник первичный, 3 насос, 4- привод системы управления и

защиты, 5- раздающий коллектор первого контура, 6- сборный
коллектор первого контура, 7- верхнее перекрытие

37. Основные технические характеристики реактора РУТА 70.

Максимальная тепловая мощность реактора, МВт 70
Размеры активной зоны (экв. диаметр/высота), м 1,42/1,40
Топливо кермет (0,6 UO2+0,4 сплав AI)
Обогащение топлива ураном-235, % 4,2
Загрузка урана в активную зону, кг 4165
Количество тепловыделяющих сборок (ТВС) 91
Кампания ядерного топлива, эфф. Сутки 2332
Время работы между перегрузками при коэффициенте
использования установленной мощности 0,7, календарных лет 3
Доля перегружаемого топлива 1/3
• Объем воды в баке реактора, м3 250
• Температура в активной зоне (вход/выход), °С 75/101

38. все страны-разработчики судовых ЯЭУ остановили свой выбор на реакторе ВВЭР

• Накопленный опыт свидетельствует о достаточно
высоком уровне безопасности судовых ЯЭУ,
однако и впредь при разработке новых проектов
задача обеспечения гарантированной безопасности
должна быть в центре внимания проектантов.
Целесообразно использовать рекомендации
МАГАТЭ и для судовых ЯЭУ. При этом, конечно,
должны учитываться их специфика,

39. Наиболее перспективной ныне считается интегральная компоновка оборудования реакторной части судовой ЯЭУ

• . Ее достоинства обусловлены тем, что весь объем
теплоносителя первого контура реакторной
установки локализуется в одном корпусе, все
оборудование первого контура также размещается в
этом корпусе, исключаются неотсекаемые участки
первого контура на случай разгерметизации, резко
уменьшается число корпусных конструкций, арматуры,
снимается опасность достижения критического значения
флюенса нейтронов на корпус реактора.
по ремонтопригодности она заметно уступает и
петлевой, и блочной компоновкам.

40. Россия располагает атомным флотом гражданского назначения: девятью ледоколами с двухреакторными и однореакторными ЯЭУ и одним

контейнеровозом ледового плавания.
• Первыми судами с ядерными энергетическими установками
были: в СССР - атомный ледокол "Ленин" (1959), в США торговое судно "Саванна" (1960), в Германии - рудовоз "Отто
Ган" (1968) и в Японии - экспериментальное судно "Муцу"
(1972).
• Однако только в СССР строительство судов с ЯЭУ получило
коммерческое продолжение и развитие
• . Новейший из атомных ледоколов России – «50 лет Победы»,
является самым большим и мощным ледоколом в мире. Он
представляет собой модернизированный проект второго
поколения (серии) линейных атомных ледоколов типа
«Арктика»
• – мощнейших из когда-либо построенных. «50 лет Победы» проект 10521 построен на верфи «Балтийский завод» и оснащён
сложнейшим современным оборудованием. Это первый
атомоход - построенный в России с 1990 года.

41.

42. Тепловая схема АППУ состоит из 4-х контуров:

• Через активную зону реактора прокачивается теплоноситель I
контура (вода высокой степени очистки). Вода нагревается до 317°С,.
Из реактора теплоноситель 1 контура поступает в парогенератор, омывая
трубы, внутри которых протекает вода II контура, превращающаяся в
перегретый пар.
• Из парогенератора перегретый пар поступает на главные турбины
производства Кировского завода, каждая из которых, в свою очередь,
состоит из трёх турбогенераторов. Параметры пара перед турбиной:
давление - 30 кгс/см2 (2,9 МПа), температура - 300°С.
• Затем пар конденсируется, вода проходит систему ионообменной очистки
и снова поступает в парогенератор.
• III контур предназначен для охлаждения оборудования АППУ, в
качестве теплоносителя используется вода высокой чистоты (дистиллят).
Теплоноситель III контура имеет незначительную радиоактивность.
• IV контур служит для охлаждения воды в системе III контура, в
качестве теплоносителя используется морская вода. Также IV контур
используется для охлаждения пара II контура при расхолаживании
установки

43. Космические ЯЭУ

• Основные направления гражданской тематики
космической ядерной энергетики это связь,
телевидение, мировой мониторинг.
• все это можно делать более интенсивно с
использованием ядерной энергетики, поместив,
допустим, объект на геостационарную орбиту.
Четыре таких объекта позволяют оглядеть с целью
мониторинга всю планету разом.
• Второе направление – колонизация Луны и
пилотируемая экспедиция на Марс.
Кардинально проблему решает только ядерная
энергетика.

44. Сегодня НИИАР, ОАО «НИКИЭТ», ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ», ФГУП «НИИ «НПО «Луч», ФГУП «Красная Звезда», участвует в проекте «Космические

ядерные энергоустановки».
• В рамках этого уникального прорывного проекта создается
космический транспортно-энергетический модуль на основе
ядерной энергодвигательной установки. Эскизный проект
модуля должен быть закончен к 2012 году. Отработка ядерной
двигательной установки намечена на 2015-й, а создание самого
модуля начнется в 2025 году.
• Реализация проекта позволит наладить производство в
космосе, в условиях глубокого вакуума, таких материалов,
которые невозможно получить в земных условиях. И в первую
очередь это касается наноструктур с ультравысокими свойствами.
• Благодаря этому проекту появится возможность выйти на
создание систем энергоснабжения Земли из космоса, бороться с
астероидно-кометной опасностью и очищать околоземную
орбиту от космического мусора.

45.

Лекция 14.
Радиационная безопасность в условиях нормальной
эксплуатации АЭС
• Материальными носителями радиационной активности на АЭС являются
осколки деления ядерного горючего и излучение, возникающее при его
делении. Они же являются факторами, определяющими радиационную
активность и необходимый комплект оборудования АЭС по номенклатуре
и мощности для ее локализации и минимизации. От них зависят также
возможности распространения радиационного воздействия в пределах АЭС
и пути распространения радиоактивности по технологическому
оборудованию АЭС.
• Твердые радионуклиды, как правило, не выходят за пределы оболочки
твэлов и соответственно в этих же пределах локализуется радиационная
опасность, связанная с ними. Твердые радионуклиды топливного
происхождения могут выходить за пределы твэлов лишь вследствие
непосредственного контакта топлива с теплоносителем в результате
разгерметизации оболочек твэлов.
45

46. Структурная схема обеспечения радиационной безопасности АЭС

46

47.

• Осколки деления ядер топлива являются фактором, определяющим
радиационную обстановку на АЭС
• Газообразные осколки деления могут выделяться из теплоносителя
при изменении его теплофизического состояния. Вследствие этого они
могут скапливаться в верхних частях оборудования АЭС (в
компенсаторе объема и барбатере, коллекторах парогенератора, ГНЦ и
т.п.), откуда удаляются в систему спецгазоочистки (СГО).
• Особенно интенсивное выделение газообразных осколков деления
происходит при снижении параметров 1-го контура, организованном
выводе части теплоносителя из циркуляционного контура, например,
при сбросе теплоносителя в баки грязного конденсата и т.п.
• Для вывода газообразной топливной активности из этих емкостей
осуществляется вентиляция их газовых объемов азотом с
последующей подачей парогазовых смесей в систему СГО.
47

48. Система дожигания водорода

• Кислород, образующийся из воды при ее радиолизе, расходуется на
коррозию конструкционных материалов реакторной и внереакторной
частей 1-го контура.
• Коррозия в условиях циркуляционного контура АЭС с ВВЭР протекает
по электрохимическому типу с водородной деполяризацией, что дает
дополнительный источник генерации водорода в контуре.
• Коррозионный водород, выделяющийся из теплоносителя, вместе с
радиолитическим водородом и другими газами поступает в систему
СГО.
• Наличие водорода создает опасность взрыва в системе СГО
(нижний предел взрывоопасной концентрации водорода в воздухе
0,041 или 4,1 % его объемной доли).
• Газовые смеси освобождают от водорода методом сжигания, т.е.
инициируя контролируемую химическую реакцию его соединения с
кислородом при контакте с катализатором. Продуктом этой
реакции является вода.
48

49. Образование радиоактивных отложений на оборудовании

• Водный теплоноситель содержит примеси, которые могут состоять из
двух групп: естественных примесей и продуктов коррозии.
• Примеси природной воды (естественные примеси), которые могут в
определенных количествах оставаться в теплоносителе после его
обработки в системах водоподготовки, не представляют опасности с точки
зрения образования радиоактивных отложений, так как их концентрации
остаются постоянными, поскольку внутренние источники обогащения
теплоносителя этими примесями в циркуляционном контуре АЭС
отсутствуют. В связи с этим их концентрации остаются в пределах
растворимости.
• Кроме того, эти примеси дают в результате ядерных реакций
радионуклиды, обладающие Р-излучением, которое имеет малую
проникающую способность, и оно практически целиком поглощается
стенками трубопроводов или других металлоконструкций.
49

50.

• Продукты коррозии представляют собой оксидные и гидрооксидные
формы элементов, входящих в состав конструкционных мате риалов
реакторного контура.
• Продукты коррозии образуются на поверхности металлов и сплавов,
контактирующих с теплоносителем, а затем переходят в него в качестве
примеси в результате диффузии или гидродинамического воздействия
потока теплоносителя.
• Так как эти примеси поступают из внутреннего источника
(конструкционные материалы циркуляционного контура), этот процесс
продолжается в течение всего периода эксплуатации АЭС.
• Скорость коррозии конструкционных материалов реакторного контура
АЭС с течением времени падает, но на определенном уровне остается
длительное время, и в соответствии с выходом продуктов коррозии
продолжается их поступление в теплоноситель.
• Вместе с циркулирующим теплоносителем примеси продуктов коррозии
проходят через активную зону, где участвуют в ядерных реакциях с
нейтронами излучения.
50

51. Радиоактивные отложения образуются на всех поверхностях реакторного контура, контактирующих с теплоносителем. Транспорт

продуктов корозии и радионуклидов продуктов коррозии
по реакторному контуру осуществляется теплоносителем.
Радиоактивные отложения, находящиеся непосредственно в пределах
реактора, составляют малую долю мощности дозы излучения реактора и не
оказывают заметного влияния на работу АЭС. Основное внимание поэтому
уделяется образованию радиоактивных отложений во внереакторной части
циркуляционного контура (парогенераторы, ГЦН, трубопроводы и
арматура).
• Можно назвать три основных механизма, ответственных за накопление
радионуклидов на оборудовании АЭС, расположенном во внереакторной
части контура циркуляции теплоносителя.
51

52.

• Коррозия конструкционных материалов активной зоны и реактора в
целом.
• Коррозия конструкционных материалов внереакторной части
контура.
• Отложения продуктов коррозии внереакторной части контура в
реакторе на теплопередающих поверхностях (оболочках твэ-лов) и на
поверхностях без теплообмена (внутриреакторных устройствах,
корпусе и т.п.).
• Слой отложений представляет собой динамичную структуру, в которой
непрерывно протекают процессы осаждения и смыва.
• На АЭС с ВВЭР-1000 этим трем механизмам образования
радиоактивных отложений противостоит лишь один фактор —
непрерывный отвод части теплоносителя из контура циркуляции на
очистную установку (СВО-1 или СВО-2). В связи с этим байпасную
очистку теплоносителя, обеспечивающую поддержание концентрации
продуктов коррозии в теплоносителе в допустимых пределах, следует
рассматривать как установку непрерывной дезактивации первого
контура.
52

53. Методы и средства дезактивации оборудования

Для реакторного контура в целом используют, как правило, химические методы
дезактивации.
Методы периодической химической дезактивации разрабатываются применительно
к конкретным условиям данной АЭС с учетом количества, структуры, химического
и изотопного состава отложений и целей дезактивации.
Если дезактивация должна быть полной, то при разработке методов следует
исходить из необходимости полного растворения всего оксидного слоя, включая и
труднорастворимые соединения.
При выборе метода дезактивации конкурирующие методы оценивают по
следующим критериям: длительности процесса; коэффициенту дезактивации;
степени коррозионного воздействия на основные конструкционные материалы;
количеству сбросных радиоактивных вод; возможности концентрации
радиоактивности, например, на ионообменных фильтрах; технологическим
условиям проведения процесса дезактивации по температуре, времени, скорости
движения раствора; возможности использования основного оборудования контура;
дефицитности реагентов, их стоимости, условиям хранения, обращения и т.д.
53

54.

• Химический метод дезактивации используют применительно к
оборудованию установок спецводоочистки, циркуляционных петель
реактора и контура в целом, насосам, арматуре, приводам СУЗ, чехлам
хранения кассет и инструменту.
• Иногда для удовлетворения эксплуатационных потребностей может
оказаться достаточной дезактивация части реакторного контура. Этой
цели служат специальные дезактивационные установки, например
установка для дезактивации парогенераторов, созданная в России и
используемая на практике, в том числе и за рубежом. Оптимизация
режимов и средств дезактивации должна осуществляться с учетом не
только количества накопившейся радиоактивности на оборудовании, но
и темпа ее нарастания.
54

55.

• Максимальный уровень роста радиоактивности до проведения
дезактивации определяется рядом технико-экономических
соображений.
• Основа комплекса экономических соображений — эквивалентность
затрат на дезактивацию и экономия на трудозатратах (с учетом дозовой
нагрузки) для проведения осмотра, ревизии или ремонта оборудования
после дезактивации.
• Естественно, стоимость дезактивации должна быть меньше или, по
крайней мере, равна достигаемой экономии., главными затратами при
дезактивации являются недовыработка электроэнергии и стоимость
переработки отходов, в связи с чем стоимость дезактивации
существенно возрастает при увеличении продолжительности
дезактивации и количества радиоактивных сбросов.
55

56. Обращение с радиоактивными отходами на атомной электростанции

• Классификация радиоактивных отходов
• К радиоактивным отходам (РАО) относятся не подлежащие дальнейшему
использованию растворы, газы, изделия, материалы, оборудование,
аппаратура, грунт, содержащие радиоактивные вещества в количествах,
превышающих безопасные для экосферы значения, установленные
действующими нормативами.
• Радиоактивные отходы классифицируются по агрегатному состоянию,
уровню активности и физико-химическому состоянию .
• По агрегатному состоянию РАО подразделяются на жидкие, твердые и
газообразные.
• По уровню активности жидкие отходы (ЖРО) подразделяются на
высокоактивные, среднеактивные и низкоактивные ; твердые (ТРО) — на
отходы 1-й группы (слабоактивные), 2-й группы (среднеактивные) и 3-й
группы (высокоактивные);
56

57. в настоящее время единственным приемлемым способом относительного обезвреживания отходов является хранение в течение

длительного времени с целью распада
содержащихся в них радионуклидов.
• до 300 лет — для отходов низкого и среднего уровней активности,
содержащих продукты активации и малые количества долгоживущих
продуктов деления;
• до 1000 лет — для высокоактивных отходов, содержащих долго-живущие
продукты деления;
• более 1000 лет — для отходов, содержащих трансурановые элементы .
• Радиоактивные отходы, образующиеся на АЭС в период эксплуатации
относятся в основном к низкоактивным отходам и содержат радионуклиды
с периодом полураспада менее 30 лет. Количество высокоактивных
отходов составляет менее 1 % общего количества РАО.
57

58. Схема обращения с РАО

58

59. Общие требования к хранилищам:

обеспечение максимально возможной степени безопасности персонала АЭС,
населения и окружающей среды;
обеспечение надежности хранения РАО на весь период хранения; поддержание
заданного режима хранения;
обеспечение возможности извлечения отходов для дополнительной обработки
и/или захоронения;
обеспечение надежного контроля за безопасностью хранения.
Требования к хранилищам жидких радиоактивных отходов предусматривают
хранение данного вида отходов в специальных емкостях, конструкция которых
исключает возможность утечек радиоактивных растворов в грунт и
подземные воды.
Емкости должны быть обеспечены системами перемешивания содержимого,
теплоотвода, выдачи растворов в необходимом режиме, контроля уровня,
температуры, давления и радиационного контроля. Обязательно наличие
системы разбавления радиолитического водорода.
Требования к хранилищам твердых радиоактивных отходов предусматривают
хранение твердых и отвержденных РАО в специальных отсеках с учетом
характеристик отходов и упаковок.
59

60. Практика обращения с радиоактивными отходами на АЭС с реактором ВВЭР

• Отработавшие тепловыделяющие сборки временно хранят в бассейне
выдержки энергоблока, а в дальнейшем (вплоть до момента вывоза на
радиохимический комбинат) — в хранилище отработавшего ядерного
топлива (ХОЯТ).
• Обращение с твердыми радиоактивными отходами. При сортировке
ТРО 1-й группы подразделяются на сжигаемые, прессуемые и не
перерабатываемые. Сортировка проводится по месту сбора ТРО путем
загрузки в соответствующие контейнеры. При этом, крупногабаритное
оборудование подвергается разборке и фрагментации до требуемых
габаритов. Дезактивированные металлические отходы направляются на
переплавку.
• Для обеспечения безопасного обращения с ТРО используют специальные
контейнеры, конструкция которых предусматривает возможность
механизированной погрузки и разгрузки. Биологическая защита
контейнеров должна обеспечивать мощность дозы на расстоянии 1 м от
сборника с РАО на более 10 мбэр/ч.
60

61. Обращение с жидкими радиоактивными отходами.

.
Обращение с жидкими радиоактивными отходами
• При эксплуатации энергоблока с реактором ВВЭР для переработки ЖРО
предусмотрены установки специальной водоочистки. Имеется семь видов
специальных водоочисток. Часть систем СВО относится к установкам
спецводоочисток реакторного отделения (это СВО-1 и СВО-2), а часть
(СВО-3, СВО-4, СВО-5, СВО-6 и СВО-7) — к установкам спецводоочисток
спецкорпуса.
• Система СВО-1 предназначена для очистки теплоносителя 1-го контура от
дисперсных продуктов коррозии конструкционных материалов и является
системой нормальной эксплуатации.
• Система СВО-2 предназначена для очистки теплоносителя в ходе всех
операций, связанных с изменением концентрации борной кислоты в 1-м
контуре, для снижения активности или концентрации хлоридов в
теплоносителе, при разогреве 1-го контура во время пуска, а также для
очистки организованных протечек контура в период нормальной
эксплуатации.
61

62.

• Система СВО-2 размещается в реакторном отделении.
Установка СВО-2 имеет системы технологического контроля,
радиационного контроля, автоматического регулирования,
дистанционного управления и технологической сигнализации.
• Система СВО-3 предназначена для очистки трапных вод:
неорганизованных протечек объектов реакторного отделения
и технического водоснабжения, вод дезактивации,
регенерационных вод (после регенерации и взрыхления
ионообменных фильтров всех спецводоочисток), возвратных
вод узла хранения ЖРО, вод с повышенным уровнем
активности из контрольных баков установок СВО-4, СВО-5,
СВО-6, СВО-7.
62

63. Лекция 12. Основные принципы вывода ядерных энергоблоков из эксплуатации

• В сводах положений МАГАТЭ по безопасности АЭС понятие
«снятие с эксплуатации» трактуется как «...процесс
окончательного прекращения эксплуатации АЭС».
• В соответствии с определением МАГАТЭ, существуют три
стадии вывода ядерного энергоблока из эксплуатации:
• 1) хранение под наблюдением;
• 2) частичный демонтаж, с ограниченным использованием
площадки;
• 3) полный демонтаж с неограниченным использованием
площадки.
Стадии 1 и 2 могут быть отдельными вариантами вывода объекта
• из эксплуатации, но обычно рассматриваются как
промежуточные, ведущие к заключительной третьей стадии.
63

64. Ликвидация ядерных энергоблоков включает следующие этапы

64

65.

• (консервация) энергоблока — это подготовка энергоблока к
последующему длительному хранению под наблюдением..
• На этом этапе необходимо завершить вывоз с промплощадки отработавшего
ядерного топлива, закончить строительство и ввести в эксплуатацию
дополнительные сооружения для хранения радиоактивных отходов,
завершить дезактивационные работы, задействовать ужесточенную систему
радиационного контроля и физической охраны зданий и сооружений,
выполнить локализацию активного оборудования (соорудить
дополнительные барьеры) для недопущения воздействия радиоактивности
на внешнюю среду.
• На этом же этапе следует завершить комплексное обследование состояния
зданий, сооружений, систем и оборудования и по его результатам принять
окончательное решение: о перепрофилировании блока или о необходимости
вывода его из эксплуатации.
• На выполнение работ данного этапа потребуется ориентировочно от 3 до 5
лет;
65

66.

• длительная выдержка снимаемого с эксплуатации энергоблока
(длительное безопасное хранение под наблюдением) — это содержание
блока в радиационно-безопасном состоянии для персонала, населения и
окружающей среды, когда на реакторном и радиоактивном оборудовании не
ведутся демонтажные работы.
• На данном этапе может проводиться демонтаж общеэнергетического,
вспомогательного и другого «чистого» оборудования.
• Продолжительность этапа зависит от фактического состояния оборудования
и систем снимаемого с эксплуатации энергоблока, от особенностей региона,
в котором расположена АЭС.
• Увеличение продолжительности хранения позволяет снизить дозозатраты и
стоимость работ по демонтажу и захоронению реакторной установки за
счет естественного распада радионуклидов.
• технически и экономически оправданным является период длительной
выдержки 30 лет, который позволяет снизить наведенную активность
конструкционных материалов в 60—100 раз (в России, США и Канаде на
этап длительной выдержки, отводят 30 лет, в Великобритании — до 100
лет).
66

67. Контроль и диагностика реакторов ВВЭР большой мощности

• Система контроля, управления и диагностики (СКУД)
обеспечивает комплексный контроль и
диагностирование реактора ВВЭР.
• СВРК + СКВ + СКТ + СОСП + СКД + САКОР + СКА =
СКУД
• СВРК + СКВ + СКТ + СОСП + СКД + САКОР + СКА =
СКУД
• Разработчик СКУД – РНЦ «Курчатовский институт»
при участии ОКБ «Гидропресс», ВНИИАЭС, ГНЦ РФ –
ФЭИ, Диапром, СНИИП-АСКУР, СНИИП.

68. Основные системы контроля управления и диагностики ВВЭР:

система внутриреакторного контроля (СВРК);
система управления и защиты (СУЗ), включая систему
внереакторного контроля нейтронного потока (СКНП);
управляющая система безопасности по технологическим
параметрам (УСБТ);
система верхнего блочного уровня (СВБУ);
система виброшумовой диагностики (СКВ);
система контроля течей теплоносителя (СКТ);
система обнаружения свободных и слабозакрепленных предметов
(СОСП);
система комплексного диагностирования (СКД);
система технического диагностирования ГЦНА (СТД ГЦНА);
система контроля остаточного циклического ресурса
оборудования (САКОР);
система комплексного анализа (СКА);
система диагностики арматуры.
68
4

69. Размещение внутриреакторных датчиков в активной зоне

Нейтронные
датчики
твэл
Внутриреакторный измерительный канал
(КНИ), размещенный в ТВС
69
9

70.

СВРК является основным средством наблюдения за эксплуатацией топлива в
активной зоне в режимах нормальной эксплуатации, нарушения нормальной
эксплуатации реакторов ВВЭР и проектных авариях
Проектные
расчеты
СВРК
70
10

71.

СВРК-М – новое поколение систем внутриреакторного контроля
на ВВЭР-1000.
Основу СВРК –М проекта РУ В-320 составляют:
внутриреакторные датчики нейтронного потока
измерительная аппаратура высокого класса точности (погрешность
0,05% для всех измерительных каналов)
высокопроизводительная вычислительная техника в исполнении
для ответственных применений;
специализированное программное обеспечение.
Всё оборудование и специализированное программное
обеспечение СВРК-М разработано и изготовлено в России.
71
11

72. Размещение датчиков систем диагностики СКУД (СКТ и СОСП) на оборудовании ВВЭР-1000

Размещение датчиков контроля
течи теплоносителя
Размещение датчиков обнаружения
свободных предметов в
контуре циркуляции теплоносителя
72
20

73.

а – схема комплексного механизма гидродинамического возбуждения
вибраций в конструкции;
73

74.

74

75.

75

76.

76

77.

• Предложены конфигурация и программнометодическое обеспечение системы
пусконаладочного виброконтроля
внутриреакторного оборудования для применения на
вводимых серийных энергоблоках АЭС с ВВЭР-1000
(рис. 7, 8).
• Разработаны критерии приемлемости
гидродинамической нестабильности потока
теплоносителя в первом контуре,
динамическогоотклика и вибронагруженности
элементов оборудования РУ, включающие в себя
контрольныезначения амплитуд, общих и частотных
стандартов, а также контрольные спектральные маски
пульсаций давления, виброускорений и динамических
напряжений (табл. 1, 2, рис. 9, 10).
77

78.

Рис. 7. Состав
измерительных
средств при
проведении
пусконаладочных
вибродинамическ
их
внутриреакторны
х измерений
78

79.

Рис. 8. Состав
измерительных
средств при
проведении
пусконаладочных
вибродинамическ
их измерений с
использованием
ИТВС
79

80.

80

81.

• Данные динамических испытаний и измерений в период ПНР
на вновь пускаемых блоках РУ серии В-320 (планируемых к
вводу в эксплуатацию в ближайшие годы) также подлежат
включению в базу вибросостояний ВКУ и ТВС ВВЭР-1000 для
обобщения с целью уточнения и оптимизации критериев
приемлемости результатов пусконаладочных динамических
испытаний.
• Для РУ АЭС повышенной безопасности, имеющих
конструктивные отличия по сравнению с прототипной РУ В320 вышеуказанные критерии принимаются за базовые, но
уточняются на основании расчетно-экспериментальных оценок,
проведенных с учетом отличительныхособенностей конкретной
РУ.
81

82.

• предварительные прогнозы указывают на близкий характер
распределения интенсивностей пульсаций давления по гидравлическому тракту для новых и серийных РУ с ВВЭР-1000. значения
собственных частот колебаний ВКУ реактора РУ В-428 могут
отличаться от идентичных характеристик вибрации ВКУ серийного
реактора не более чем на 4-6%. Таким образом, критерии
приемлемости результатов пуско наладочных динамических
испытаний основного оборудования РУ В-320 могут быть приняты
в качестве базовых для новых проектных решений РУ АЭС с ВВЭР1000.
• Уточнение критериев выполняется по результатам СПНИ блоков 1,
2 АЭС «Тяньвань». Критерии пусконаладочного контроля
нагруженности внутриреакторного оборудования ВВЭР-1000 и
другие результаты, полученные в рамках настоящих исследований,
являются основой для дальнейшего повышения эффективности
вибродинамического комплекса СПНИ с постепенным
расширенным включением в него средств эксплуатационного
контроля.
82

83.

• Ближайшими и перспективными задачами современного
этапа (в т.ч. и для новых про-ектов ВВЭР, включая и АЭС2006) являются следующие:
• – разработка и внедрение методов и средств
виброакустического контроля эксплуатации канала
регулирования реактивности ВВЭР-1000, включая привода СУЗ
• – наработка программно-методического обеспечения внешнего
виброконтроля на основе экспериментально-расчетного
моделирования различных событий и вибросостояний
внутриреакторного оборудования;
• – развитие базы данных и методологии для комплексного
совершенствования СПНИ с целью подкрепления СКУД и
САКОР на основе методов и средств вибродинамического,
тепло- гидравлического и термомеханического
предэксплуатационного контроля.
83

84.

84

85. ПРОГНОЗИРОВАНИЕ

• ПРОГНОЗИРОВАНИЕ
ВИБРОАКУСТИЧЕСКИХ
РЕЗОНАНСОВ В ПЕРВОМ КОНТУРЕ
АЭС С ВВЭР-1000.
85

86.

• При разработке АЭС нового поколения ставятся задачи
обеспечения сроков их службы более 60-ти лет и
работы в маневренных режимах с повышенной и
частичной мощностью. Для достижения этих целей
необходимо совершенствование оборудования и режимов
работы АЭС на стадии их проектирования, изготовления и
эксплуатации.
• Одним из главных направлений является разработки
методов, технических средств и программного
обеспечения для раннего выявления и предотвращение
условий эксплуатации, приводящих к резонансному
или близкому к резонансному взаимодействию
колебаний и вибраций ВКУ ТВЭЛ, ТВС, ВКУ с
пульсациями и акустическими колебаниями
теплоносителя.
86

87. источниками пульсаций давления теплоносителя являются:

• главные циркуляционные насосы (ГЦН), вращение которых
приводит к появлению в спектре пульсаций давления частот
комбинационных и кратных его оборотной частоте;
• турбулентность потока и вихреобразования в зонах
изменения проходных сечений и направлений движения
потока;
• собственные колебаний давления теплоносителя, который,
как и любой конструктивный элемент, обладающий массой и
упругостью, имеет набор собственных частот колебаний
давления теплоносителя (СЧКДТ). Эти колебания проявляются
в виде акустических стоячих волн, фиксирующихся в
различных точках проточной части первого контура.
87

88.

• вибрации, могут быть причиной
повреждения трубных систем,
внутрикорпусных устройств (ВКУ)
оборудования и тепловыделяющих сборок
(ТВС).
• Однако в настоящее время процессы
взаимодействия между вибрациями
оборудования и колебаниями теплоносителя
на АЭС исследованы не достаточно.
88

89. обнаружены режимы, в которых происходит аномальный рост

• При рассмотрении результатов
вибродинамических измерений полученных во
время пусконаладочных работ на первом блоке
Волгодонской АЭС обнаружены режимы, в
которых происходит аномальный рост
вибраций. Параметры теплоносителя в этих
режимах приведены в таблице 1.
89

90. Таблица 1. Параметры теплоносителя в режимах c высоким уровнем вибраций.

Параметры теплоносителя
Температура теплоносителя, t [°C]
№ режима
Давление,
p [МПа]
На входе
в реактор
На выходе из реактора
1
15,9
270
270
2
16,0
278
281
3
16,0
285
314
90

91.

• Режим №1.
• Рисунок 1. СПМ виброускорений.
91

92. интенсивность колебаний на частоте 49,8 Гц превышает остальные на порядок.

При малой мощности реактора значение пика на частоте 49,8 Гц уменьшается примерно в 5
раз. Рис 2. СПМ виброускорений от датчика, установленного на крышке реактора (p=16
МПа, tгор.=281°С; tхол.= 278°С).
92

93. Для выявления причины появления аномальной интенсивности виброускорения проведен расчет СЧКДТ для всех участков однопетлевой

акустической модели первого контура ВВЭР-1000
представленной на рисунке 3 .
Обозначения участков: “холодная нитка” от ГЦН до входного патрубка реактора – 1, опускной
участок – 2, пространство под активной зоной – 3, активная зона – 4, пространство над
активной зоной – 5, “горячая нитка” от выходного патрубка реактора до входа в горячий
коллектор ПГ – 6, дыхательный трубопровод -7, компенсатор давления -8, горячий коллектор
ПГ – 9, трубчатка ПГ – 10, холодный коллектор ПГ – 11, “холодная нитка” от выхода из
холодного коллектора ПГ до ГЦН – 12.
93

94. Собственная частота колебаний давления теплоносителя в участках первого контура рассчитана по формуле: (3)

Собственная частота колебаний давления теплоносителя в
участках первого контура рассчитана по формуле:
f
1
(3)
2 m C
Расчет акустической массы (m)теплоносителя в участках первого
контура проведен по формуле:
(1)
m
l
S
• Расчет акустической емкости (C) теплоносителя в участках
первого контура проведен по формуле:
S l
C
a2
(2)
• где ρ – плотность теплоносителя, кг/м3; l – длина
колебательного контура, м; S – площадь проходного сечения,
94
м2, a – скорость звука в теплоносителе, м/с.

95.

Рассчитанное значение СЧКДТ в активной зоне в условиях
нулевой мощности реактора равно 49,3 Гц, а в условиях
номинальной мощности реактора равно 11,3 Гц.
расчет показывает, что при нулевой мощности реактора
СЧКДТ активной зоны практически совпадает с
утроенной оборотной частотой вращения ГЦН, что
приводит к многократному росту амплитуды колебаний
давления.
Доминирующий в спектрах пик, соответствующий третьей
гармонике оборотной частоты ГЦН, равной 49,8 Гц, при
фактическом отсутствии пика, соответствующего оборотной
частоте ГЦН, свидетельствует о наличии резонанса
вибраций крышки реактора с вынужденными
колебаниями давления теплоносителя.
95

96.

• Из сопоставления интенсивностей виброускорений, измеренных на
крышке реактора в разных режимах, представленных на рисунках
1 и 2, сделаны следующие выводы.
• Аномальный уровень виброускорений, показанный на рисунке
1, обусловлен совпадением частоты вынужденных колебаний
давления теплоносителя, вызванных вращением ГЦН с
частотой акустических колебаний в активной зоне и с частотой
виброускорений крышки реактора.
• Высокий уровень виброускорений крышки реактора показанный
на рисунке 2 обусловлен только совпадением частоты колебаний
теплоносителя, вызванных внешним источником, т.е. ГЦН, с
частотой виброускорений крышки реактора.
• В результате проведенного анализа установлено, что причиной
аномального роста виброускорений в режиме 1 является
резонанс вибраций крышки реактора с акустическими
колебаниями теплоносителя в активной зоне реактора и
совпадением частоты колебаний теплоносителя, вызванных
вращением ГЦН.
96

97.

• Режим №2.
• представлены спектры виброперемещений полученные при
обработке сигналов от датчиков виброперемещения
установленных на всасе ГЦН (рис. 4) и на напоре (рис. 5).
• Из рис. 4 видно, что на всасе ГЦН интенсивность
вибраций на частоте 16,6 Гц является доминирующей и
её величина на порядок выше других. В спектре
виброперемещений, полученных от сигнала датчика
расположенного на напоре ГЦН, интенсивность
виброперемещений на частоте 16,6 Гц, приблизительно,
на порядок меньше равна (рис. 5).
• Рассчитанная СЧКДТ в акустическом контуре образованном
участками 11 и 12 , т.е. состоящим из холодного коллектора
и всасывающего трубопровода ГЦН, равна 8,3 Гц.
97

98.

Рисунок 4. СПМ
виброперемещений (всас
ГЦН).
Рисунок 5. СПМ
виброперемещений
(напор ГЦН).
98

99.

• при наличии в рассматриваемом контуре акустических
колебаний с частотой f = 8,3 Гц и при квадратичной
зависимости перепада давления от скорости
происходит удвоение частоты, в результате чего в
спектре возникают колебания с частотой 16,6 Гц,
которая равна оборотной частоте ГЦН. Такое
преобразование СЧКДТ приводит к её полному
совпадению с оборотной частотой ГЦН и
возникновению в гидравлическом контуре образованном
холодным коллектором парогенератора и трубопроводом,
соединяющим его с ГЦН резонанса частоты
акустических колебаний с частотой вынужденных
колебаний обусловленных вращением ГЦН.
99

100.

• Проведенный анализ позволяет установить
причину того, что в режиме № 2 происходит
ускоренная деградация сварных швов
соединяющих холодный коллектор
парогенератора с трубопроводом, узлов
крепления крышки к коллектору
парогенератора и повышенный
вибрационный износ ГЦН.
100

101.

Режим №3.
• СПМ сигналов от одного и того же датчика пульсации
давления, установленного на выходе из реактора
приведены на рисунках 6-8.
• Главное отличие в эксплуатационных режимах, при
которых получены эти результаты, состоит в различном
уровне мощности реактора. Наименьшей мощности
реактора соответствует рисунок 6. Промежуточному
значению мощности соответствует рисунок 7, а
максимальному значению мощности - рисунок 8.
101

102.

Рис.6
СПМ теплоносителя при давлении
P=16МПа температуре на выходе из реактора
Tвых=301 С и входе в реактор Tвх=284 С.
102

103.

Рис. 7. СПМ теплоносителя при давлении P=16МПа температуре
на выходе из реактора Tвых=314 С и входе в реактор Tвх=285 С.
103

104.

Рис. 8. СПМ теплоносителя при давлении P=16МПа
температуре на выходе из реактора Tвых=318 С и входе в
реактор Tвх=287 С.
104

105.

• На Рис. 7 показаны аномальные высокие значения СПМ
сигналов от датчика пульсации давления в режиме №3 по
в сравнению с СПМ представленными на рисунках 6, 8.
• Из Рис. 7 видно, что наибольшая интенсивность
пульсаций давления теплоносителя в СПМ
наблюдаются при частотах 2,7 Гц; 5,4 Гц и 22,5 Гц.
• Поскольку ни одна из этих частот не является
кратной или комбинационной частотой пульсаций
давления теплоносителя, обусловленным вращением
ГЦН, можно предположить, что колебания давления
на этих частотах создаются внутренними
источниками возмущений.
105

106.

• Собственная частота колебаний шахты активной зоны
равна 22,2 Гц, а одна из собственных частот
колебаний ТВС примерно равна 5,4 Гц.
• Эти данные позволяют предположить, что причиной
возникновения колебаний теплоносителя на частоте
5,4 Гц являются вибрации ТВС, а на частоте 22,5 Гц –
вибрации шахты активной зоны.
• Для исследования причин появления аномально
высоких пульсаций давления на частоте равной 2,7
Гц была использована гипотеза возникновения
параметрического резонанса акустических
колебаний в реакторе.
106

107.

• Расчеты показывают, что
• при массовом значении паро – газо содержании в теплоносителе порядка Х=10-4 в
смежных акустических контурах имеет
место двукратное отношение частот
колебаний давления теплоносителя. Первый
из этих контуров теплоносителя образован,
согласно обозначениям на Рис.3, активной
зоной (участок 4) , второй контур состоит из
активной зоны (участок 4), опускного участка
(участок 2), участка под активной зоной
реактора (участок 3 ).
107

108. Скорость звука в газожидкостной среде определяется концентрацией газовой фазы

• следовательно, и податливость объема заполненного этой
средой так же зависит от концентрации газовой фазы.
СЧКДТ ВВЭР-1000 равная 11,3 Гц в определена как первая
корпусная акустическая стоячая волна.
• Известно, что образование газовой фазы продуктов
радиолиза воды обусловлено кипением теплоносителя.
• Поскольку кипение теплоносителя в активных зонах
реакторов ВВЭР и PWR в условиях нормальной
эксплуатации отсутствует, принято считать, что в пределах
активной зоны теплоноситель однофазный.
108

109.

• Однако данные измерений первой корпусной акустической стоячей волны при
работающем реакторе, как показали расчеты СЧКДТ в активной зоне,
соответствуют двухфазному состоянию теплоносителя.
Акустический контур активной зоны представляет собой
колебательную систему с переменной податливостью, меняющейся
по синусоидальному закону .
Такое изменение податливости обусловлено синусоидальным
характером изменения давления, следствием которого является
соответствующее изменение нейтронного потока.
В результате периодического изменения нейтронного потока
происходит периодическое изменение переменной составляющей
концентрации газовой фазы в теплоносителе, которое и приводит к
периодическому изменению акустической податливости в
указанных колебательных контурах.
Этими закономерностями и обусловлено появление в
колебательном контуре переменной составляющей податливости
изменяющейся с той же частотой, с которой происходят колебания
давления в теплоносителе активной зоны.
109

110.

• Проведем оценку частот собственных колебаний теплоносителя
в комбинированном контуре, образованном участками 2,3,4 и
участком 4.
• Для проведения расчетных оценок рассмотрим следующие
режимы:
• Режим № 4 Р=16 МПа, tвх = 284 С, tвых = 301 С;
• Режим № 3 Р=16 Мпа, tвх = 285 С; tвых = 314 С;
• Режим № 5 Р=16 Мпа, tвх = 287 С; tвых = 318 С;
• при теплофизических параметрах теплоносителя в
режиме № 3 и массовом газосодержании Х=10-4
расчетная скорость звука в теплоносителе
активной зоны равна 119 м/ с, а соответствующая ей
величина СЧКДТ в первом акустическом контуре
(участок 4) равна 5,4 Гц, а во втором акустическом
комбинированном контуре (участок 2,3,4) – 2,7 Гц.
110

111. Таблица №2. Частоты собственных колебаний давления теплоносителя

Участок 2,3,4
Участок 4
Режим
m, [кг/м4]
c 107, [м4 с2/кг]
f, [Гц]
m, [кг/м4]
c 107, [м4 с2/кг]
f, [Гц]
№4
7455
7,81
2,1
1995
7,58
4,1
№3
7407
4,69
2,7
1947
4,46
5,4
№5
7402
4,20
2,8
1942
3,97
5,7
111

112.

• В указанных колебательных контурах отношение частот
равно двум, что приводит к двукратному изменению
акустической податливости в контуре 2 за один период
его колебаний, т.е. одно из условий параметрического
резонанса выполняется.
• Величина модуляции податливости мала по сравнению с
критическим значением, по достижении которого возникает
параметрический резонанс.
• Ввиду этого происходит лишь усиление колебаний давления
на резонансных частотах в режиме № 3 по сравнению с
режимами № 4 и № 5.
• Этот вывод подтверждается результатами измерений,
приведенными на рисунках 6-8. Для исследования причин
появления аномально высоких пульсаций давления на
частоте равной 5,4 Гц проведен расчет СЧКДТ, добротности
и полосы пропускания для участка 4.
112

113.

• Для исследования причин появления аномально высоких
пульсаций давления на частоте равной 5,4 Гц проведен
расчет СЧКДТ, добротности и полосы пропускания для
участка 4.
• Расчет добротности колебательного контура (Q)
производится по следующей формуле:
Q
a Wоб
(5)
S P
• где, ρ, [кг/м3] – плотность теплоносителя; a, [м/с] – скорость
звука в потоке теплоносителя; Wоб, [м3/с] – объемная
скорость теплоносителя; S, [м2] – площадь поперечного
сечения участка; ΔP, [Па] – гидравлическое сопротивление в
контуре.
113

114. Полоса пропускания(ПП)

• Расчет ПП :
f0
( f 2 f1 )
Q
(6)
• где, (f2- f1), [Гц] – полоса пропускания; f0 , [Гц] –
собственная частота колебания давления теплоносителя;
Q - добротность.
• Результаты расчета СЧКДТ, добротности и ПП в режимах № 4, № 3,
№ 5 представлены в таблице 3. Из таблицы 3 следует, что величина ПП
для СЧКДТ в активной зоне зависит от режима работы АЭС. Левая и
правая половины ПП для режима № 3 равны 1,48Гц/2=0,74Гц.
• нижняя граница ПП соответствующая частоте 5,2 равна (5,2 – 0,74) Гц
= 4,46 Гц, а верхняя граница ПП (5,2 + 0,74) Гц = 5,94 Гц.
• Следовательно, СЧКДТ равные 3,6 Гц и 6,7 Гц находятся
вне ПП.
114

115. Таблица №3. Результаты расчета СЧКДТ, добротности и ПП.

Скорость звука, a м/с
СЧКДТ, Гц
Добротность,
Q
Полоса пропускания, Гц
№4
80
3,6
2,4
1,5
№3
119
5,2
3,5
1,48
№5
149
6,7
4,3
1,55
Режим
115

116.

• Проведенные расчеты подтверждают сделанное ранее
предположение о том, что СЧКДТ в режимах № 4 и № 5
выходят из области резонансного взаимодействия с
вибрациями ТВС, частота которых равна 5,4 Гц.
Результаты измерения СПМ на реакторной установке
ВВЭР-1000 в режимах № 4 и № 5, представленные на
рисунках 6 и 8, подтверждают этот вывод.
• Размер ПП показывает, что режим резонансного
взаимодействия возникает в узком диапазоне изменения
частот около значения 5,4 Гц и при более значительных
изменениях СЧКДТ, соответствующих значениям 3,6 Гц и
6,3 Гц пропадает.
116

117.

Приведенные выше результаты анализа являются подтверждением того
что интенсивность вибраций возрастает при возникновении
виброакустического резонанса, при котором частоты вибраций
конструкции или ее элемента попадают в полосу пропускания
частот акустических колебаний теплоносителя.
Частота акустических колебаний теплоносителя в
активной зоне, т.е. СЧКДТ в активной зоне зависит
от величины скорости распространения волн
давления (скорости звука) в теплоносителе активной
зоне и ее геометрических размеров .
Скорость звука в теплоносителе активной зоны резко
уменьшается при наличии в нем паровых и газовых
пузырьков .
117

118.

• вскипание теплоносителя является необходимым условием
для перехода газообразных продуктов радиолиза в реакторе
ВВЭР-1000 из растворенного состояния в газовую фазу.
• Вскипание теплоносителя при работе реактора
возникает в узком зазоре между наружной поверхностью
тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) и прилегающими
элементами 15-ти дистанционирующих решеток (ДР),
равномерно расположенных по высоте.
• При выходе из зазора пузырьки пара конденсируются,
т.к. попадают в поток недогретого до температуры
насыщения теплоносителя.
118

119.

• Существующие методы оценки количества образующейся в зазоре
паровой и газовой фазы дают приближенные результаты. По оценкам
средние по объему активной зоны весовые концентрации газовой
фазы находятся в диапазоне 10 -5 – 10 -3 и зависят от уровня
мощности реактора и геометрии зазора.
• Присутствие пузырьков пара и газов в теплоносителе существенно
влияет на его упругие свойства, что проявляется в уменьшении
скорости распространения звука в двухфазном теплоносителе, и
приводит к возникновению более низких значений СЧКДТ, чем в
однофазном водяном теплоносителе.
• Следствием этого является существенные изменения в СПМ
сигналов от датчиков пульсаций давления теплоносителя в
рабочих режимах по сравнению с СПМ, измеренными при
отсутствии продуктов радиолиза в процессе пуско-наладочных
работ при нулевой мощности реактора.
119

120. прогнозирование числа и места ТВС, которые будут испытывать повышенные вибрации

• На рис. 9 – 11 приведены примеры практического
использования результатов расчета СЧКДТ, добротности,
ПП для прогнозирования числа и места расположения в
активной зоне ТВС, которые будут испытывать
повышенные вибрации в режимах № 4, № 3, № 5 .
• ТВС с повышенным уровнем вибраций выделены
темным цветом. Эти результаты получены путем
использования программного комплекса «РАДУГА7.3», предназначенного для моделирования
динамических процессов в реакторных установках с
реакторами типа ВВЭР – 1000 с шестигранными в плане
тепловыделяющими сборками
120

121.

• На этих рисунках темным цветом выделены ТВС,
которые согласно прогнозам будут находиться в
условиях повышенных вибраций.
• С учетом регламента эксплуатации АЭС и на основе
результатов прогнозирования режимов, в которых
возникает повышенный уровень вибраций ТВС, можно
оценить интервал времени, в течение которого изза виброакустического резонанса будет
происходить повышенный износ ТВС реактора
ВВЭР-1000.
121

122. ПРЕДОТВРАЩЕНИЕ ВИБРОАКУСТИЧЕСКИХ РЕЗОНАНСОВ МОЖЕТ БЫТЬ ОСУЩЕСТВЛЕНО СРЕДСТВАМИ ШТАТНЫХ СИСТЕМ АСУТП

• Предотвращение условий эксплуатации,
приводящих к повышению вибраций из за
возникновения виброакустических резонансов в
первом контуре АЭС с ВВЭР-1000 должно быть
обеспечено:
• ПУТЕМ ВНЕСЕНИЯ ДОПОЛНЕНИЙ В
РЕГЛАМЕНТ ЭКСПЛУАТАЦИИ
• И МОЖЕТ БЫТЬ ОСУЩЕСТВЛЕНО
СРЕДСТВАМИ ШТАТНЫХ СИСТЕМ
АСУТП АЭС ВВЭР-1000.
122

123. Рис. 9. Расположение ТВС с повышенным уровнем вибраций в активной зоне ВВЭР - 1000 в режиме № 3 (прогноз): Р=16 Мпа, tвх = 285

С; tвых = 314 С;
123

124. Рису. 10. Расположение ТВС с повышенным уровнем вибраций в активной зоне ВВЭР - 1000 в режиме № 4 (прогноз): Р=16 МПа, tвх =

284 С, tвых = 301 С.
124

125. Рис. 11. Расположение ТВС с повышенным уровнем вибраций в активной зоне ВВЭР - 1000 в режиме № 5 (прогноз): Р=16 Мпа, tвх = 287

С; tвых =
318 С.
125