Проект второй очереди Нововоронежской АЭС

Лабораторные
Атомные станции

Лекции

Реакторы
На главную

Повышение безопасности энергоблока №4 НВАЭС за счет использования систем безопасности 3 блока.

Существующая двухканальная структура систем безопасности 4 блока не обеспечивает выполнение принципа единичного отказа, так как не обеспечивается внутриканальное 100%-ное резервирование всех элементов каналов.

Использование систем безопасности 3 блока после его окончательного останова позволит обеспечить не менее чем 3-х канальную структуру активных систем безопасности. Например:


канала СБ

Количество ДГ

Количество насосов САОЗ ВД

Количество насосов САОЗ НД

Количество насосов системы дополнительной аварийной питательной воды ПГ

Количество насосов спринклерной системы

Количество насосов технической воды

1

2

2

1

1

2

2

2

2

2

1

1

2

2

3

2

2

1

1

2

2

4

2

2

1

2

2

На рисунке 10 в качестве примера приведена технологическая схема системы дополнительной аварийной питательной воды парогенераторов 4 блока с учетом использования оборудования 3 блока.

Технологическая схема системы дополнительной аварийной питательной воды

Рис. 10 Технологическая схема системы дополнительной аварийной питательной воды 4 блока с учетом использования оборудования 3 блока

5. Оценка возможности продления срока службы основного незаменяемого оборудования.

5.1 Оценка возможности продления срока службы корпуса реактора по критериям сопротивления хрупкому разрушению и циклической прочности.

Оценки флюенса нейтронов на стенку корпуса реактора, выполненные в рамках работ по договору №92067 от 02.12.2009 г. между ОКБ «ГИДРОПРЕСС» и Проектно-конструкторским филиалом ОАО «Концерн Росэнергоатом» (филиалом «Энергоатомпроект») показали следующее:

–  для сварного шва №4 корпуса реактора 4 блока НВАЭС после повторного отжига зависимость радиационнго охрупчивания определена до флюенса нейтронов f=1,6×1020 нейтр/см2 (с момента отжига). Это значение достигается за 55 лет работы реактора, то есть в 2027 г;

–  для основного металла корпуса реактора зависимость радиационнго охрупчивания определена до флюенса нейтронов f=3×1020 нейтр/см2 (значение флюенса до которого аттестована сталь 15Х2МФА). Это значение достигается через 50 лет работы реактора, то есть в 2022 г.

Чтобы продлить срок эксплуатации КР 4 блока НВАЭС сверх 50 лет необходимо провести отжиг основного металла и металла сварного шва № 4.

Результаты анализа (отчет 179-Р-114) показали, что циклическая прочность корпуса реактора и деталей главного разъема реактора для срока эксплуатации до 60 лет обеспечивается.

5.2. Оценки возможности продления срока эксплуатации парогенераторов.

На основании анализа технического состояния парогенераторов блока №4 было сделано заключение, что состояние узлов и элементов позволяет продолжать эксплуатацию парогенераторов по условиям циклической прочности. Количество заглушенных труб не превышает 3% при допустимом количестве 15%.

Необходимо для обоснования возможности дальнейшей эксплуатации провести комплекс работ, включающий выполнение ряда мероприятий:

–  проведение химической промывки механической отмывки от шлама теплообменных труб и карманов коллекторов;

–  проведение дополнительных расчетно-аналитических работ по определению возможного количества заглушенных труб в различных ПГ энергоблока, связанных с изменением расхода через реактор;

–  выполнение работ по анализу оптимизации критериев глушения дефектных теплообменных труб, в частности переход на амплитудный критерий;

–  проведение 100% ВТК всех парогенераторов энергоблока, с использованием вращающихся или иного типа (отличных от проходных) зондов для контроля дефектов типа NA;

–  подтверждение физико-механических свойств металла элементов и узлов ПГ на продлеваемый срок службы;

–  переход на этаноламиновый ВХР.

6. Обоснование сейсмостойкости оборудования и трубопроводов РУ.

При продлении срока службы РУ для блоков №3,4 НВАЭС расчеты по проверке сейсмостойкости оборудования и трубопроводов не проводились, т.к. интенсивность МРЗ для площадки НВАЭС оценивалась на тот момент равной 4,5 балла по шкале MSK-64 /4/, а в соответствии с нормами расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок ПНАЭ Г-7-002-86 для подобного уровня сейсмических воздействий проверку сейсмостойкости допускается не проводить. Опыт продления срока службы РУ блока №5 НВАЭС свидетельствует, что на современном этапе Ростехнадзор требует обоснования сейсмостойкости независимо от балльности площадки. Поэтому при дальнейшем продлении срока службы РУ блока № 4 НВАЭС подобные расчеты потребуются.

В настоящий время в соответствии с «Актуализированными мероприятиями для снижения последствий запроектных аварий на АЭС» № АЭСМП-71К(04-07)2012 ведутся работы по дополнительному исследованию и анализ материалов сейсмического микрорайонирования АЭС, а так же расчет поэтажных спектров отклика для сейсмологических условий площадки, по результатам которых будет выполнен анализ сейсмостойкости оборудования.

При продлении срока службы РУ для блоков №1,2 КоАЭС на схожий уровень сейсмических воздействий (МРЗ 5 баллов) потребовалось устанавливать вторую опору на КД, поскольку были получены отрицательные результаты для опорных стоек компенсатора. Вполне вероятно подобная конструкция потребуется и для НВАЭС, возможность установки данной опоры должен подтвердить Генпроектант.

Список литературы

1. Концепция повторного продления срока эксплуатации энергоблока 4 Нововоронежской АЭС (ПСЭ 4 блока сверх 45 лет, с учётом объединения конфайментов 3,4 блоков
и использованием систем безопасности остановленного 3 блока), НВОАЭС 4КНЦ – 265К (04-08) 2012

2. Установка реакторная В-179. Теплогидравлический расчетный анализ безопасности активной зоны при мгновенном разрыве ГЦТ Ду 500 с двусторонним истечением теплоносителя из реактора. 179-Пр-128. ОКБ «Гидропресс».

3. Отчет о научно-исследовательской работе «Расчетный анализ процессов в герметичных помещениях модернизированного блока 4 НВАЭС при проектной аварии с течью Ду500 из первого контура для сценария работы систем безопасности, приводящего к наибольшему росту давления в герметичных помещениях» по теме: «Анализ процессов в герметичных помещениях при проектной аварии с течью Ду500 из первого контура для блока 4 НВАЭС, модернизированного в соответствии с Концепцией повторного продления срока эксплуатации блока 4» НИЦ "Курчатовский институт", Москва 2013

4. Заключение Сейсмологического Центра Института геоэкологии РАН по рассмотрению и экспертной оценке отчетных материалов об уточнении сейсмической опасности площадки действующей Нововоронежской АЭС-1 (блоки 3,4), согласованное с ФГУ ВНИИ ГО ЧС, 2004 (вх.ОКБ «Гидропресс» 16359 от 29.12.2004.

Математика

Реакторы