Поиск по сайту
Начало >> Книги >> Архивы >> Эксплуатация АЭС

Требования к материалам первого контура для ЯЭУ с ВВЭР - Эксплуатация АЭС

Оглавление
Эксплуатация АЭС
Факторы, определяющие безопасность
Требования к безопасности атомных станций
Методы анализа риска от эксплуатации атомных станций
Принципы обеспечения безопасности атомных станций
Безотказность оборудования
Классификация отказов
Факторы, влияющие на долговечность оборудования
Показатели долговечности
Методы определения и прогнозирования ресурса
Живучесть атомных станций
Характеристика ремонтопригодности оборудования
Обеспечение требований к надежности на этапах проектирования, производства, монтажа и наладки
Обеспечение требований к надежности энергоблока АЭС в процессе эксплуатации
Управление надежностью оборудования энергоблока АЭС при эксплуатации
"качество АЭС" и его показатели
Обеспечение качества на всех этапах жизненного цикла АЭС
Управление качеством АЭС
Система сбора, обработки и анализа информации о качестве и надежности
Система эксплуатации
Характеристика системы эксплуатации АЭС
Система технического обслуживания и ремонта на АЭС
Структура и модель процесса эксплуатации
Характеристика отдельных состояний процесса эксплуатации АЭС
Стратегии эксплуатации
Стратегия эксплуатации, ТОиР по состоянию
Стратегия эксплуатации и ТО по состоянию
Виды эксплуатационно-технической документации
Оперативная документация на АЭС
Техническая документация, оформляемая при обслуживании и ремонте
Задачи эксплуатации
Задачи, функции и организационная структура управления эксплуатацией высшего уровня
Типовая организационная структура управления эксплуатацией АЭС
Функции системы управления эксплуатацией АЭС
Виды работ по ТО оборудования
Планирование и организация работ по ТО оборудования АЭС
Регламент ТО оборудования АЭС
Инструкции по эксплуатации
Определение оптимальной периодичности и объема ТОиР
Ремонт оборудования
Контроль качества отремонтированного оборудования и приемка из ремонта
Испытания оборудования в процессе эксплуатации АЭС
Контроль за состоянием металла
Техническое освидетельствование оборудования АЭС
Управление качеством технического обслуживания и ремонта
Программа обеспечения качества при эксплуатации АЭС
Оценка качества ТОиР на АЭС
Управление качеством ТОиР на АЭС
Работа с персоналом по обеспечению безопасной эксплуатации
Оперативно-диспетчерское управление АЭС
Организация работы персонала при проектных и запроектных авариях
Надежность ОП АЭС
Организация эксплуатации оборудования при пуске ЭБ АЭС
Физический и энергетический пуски энергоблока АЭС
Эксплуатация оборудования при пуске и остановке ЭБ АЭС
Правила эксплуатации реакторной установки при работе на мощности
Организация и виды контроля технического состояния
Методы и средства контроля технического состояния
Контроль целостности циркуляционного контура
Контроль статических и динамических характеристик
Методы идентификации оборудования ядерной энергетической установки
Методы диагностирования оборудования ядерной энергетической установки
Автоматизированный контроль технического состояния
Метрологическое обеспечение контроля технического состояния
Физико-химические процессы в контурах ядерной энергетической установки
Требования к материалам первого контура для ЯЭУ с ВВЭР
Требования к водоподготовке и водно-химическому режиму на АО
Способы регулирования качества теплоносителя ЯЭУ
Очистка теплоносителя ЯЭУ
Топливные циклы на АЭС
Транспортно-технологические операции по обращению с топливом на АЭС
Топливная кампания энергоблока АЭС
Процесс перегрузки топлива реакторных установок
Обращение с газообразными радиоактивными отходами
Обращение с жидкими радиоактивными отходами на АЭС
Обращение с твердыми радиоактивными отходами на АЭС
Дезактивация оборудования на АЭС
Принципы построения и структура систем безопасности
Эксплуатация защитных систем безопасности ЭБ с ВВЭР-1000
Эксплуатация защитных систем безопасности энергоблоков с РБМК-1000
Техническое обслуживание защитных систем безопасности ЭБ с РБМК-1000
Эксплуатация обеспечивающих систем безопасности ЭБ АЭС
Организация эксплуатации систем пожаротушения на АЭС
Эксплуатация локализующих систем безопасности энергоблоков АЭС
Эксплуатация управляющих систем безопасности энергоблока АЭС
Материально-техническое обеспечение эксплуатации
Обеспечение безопасности при эксплуатации
Культура безопасности атомных станций
Обеспечение технической безопасности
Обеспечение радиационной безопасности
Обеспечение ядерной безопасности при эксплуатации АЭС
Количественные показатели уровня культуры безопасности
Индикаторы и методика оценки культуры безопасности
Направления научно-технического прогресса в области эксплуатации АЭС

Требования к материалам первого контура и особенности его водно-химического режима для ЯЭУ с ВВЭР
К конструкционным материалам ВВЭР относятся металлы и сплавы, из которых изготовляют корпус ядерного реактора, главные трубопроводы, детали ПГ, ГЦН, компенсатор объема и другое оборудование первого контура. Основными критериями при выборе материалов в обычной энергетике являются механические свойства и коррозионная стойкость. К реакторным конструкционным материалам предъявляются более высокие требования, связанные с наличием радиационного воздействия на них.
Корпус ядерного реактора должен обеспечивать надежную герметизацию активной зоны в течение всего периода эксплуатации энергоблока АЭС (30 лет и более). Поэтому к материалу корпуса ядерного реактора предъявляются требования высокой коррозионной стойкости в водном теплоносителе, высокой радиационной стойкости и устойчивости к хрупкому разрушению. Материал корпуса должен иметь малую теплоемкость, большую теплопроводность и возможно низкий коэффициент термического расширения. Последнее требование вызвано наличием в стенках корпуса постоянного градиента температуры, приводящего к термическим напряжениям, пропорциональным градиенту температуры и при прочих равных условиях тем большим, чем выше теплоемкость и ниже теплопроводность материала. Наличие температурных неравномерностей в стенках корпуса специфично для ядерного реактора и вызвано неравномерным распределением источников тепла (по реакции) и воздействием прямого у -излучения активной зоны ядерного реактора.
Требование радиационной стойкости означает отсутствие значительных изменений механических свойств материала под воздействием нейтронного, у- и в-излучений.
Из всех узлов ЯЭУ, находящихся вне корпуса ядерного реактора, наиболее трудны в отношении выбора материалов и технологии изготовления парогенераторы. Некоторые детали ПГ контактируют с теплоносителями обоих контуров и поэтому должны обладать высокой коррозионной стойкостью при двустороннем коррозионном воздействии сред контуров. Представляет определенные трудности и выбор материалов для ГЦН, отдельные детали и узлы которых подвергаются воздействию теплоносителя, протекающего с большой скоростью. От материала рабочих колес ГЦН кроме коррозионной стойкости требуется значительная эрозионная и кавитационная стойкость.
Перечисленным требованиям в наибольшей степени удовлетворяют различные сорта сталей:
теплостойкие перлитные стали для корпусов реакторов - сталь 15Х2МФА (ВВЭР-440);
аустенитные нержавеющие стали для внутрикорпусных устройств, теплопередающих поверхностей ПГ, ГЦТ и других трубопроводных
систем теплоносителя и систем спецводоочистки - стали 1Х18Н10Т, 0Х18Н12Т;
нержавеющие хромистые стали для валов ГЦН, кинематических пар приводов СУЗ (шестерен, валов, направляющих штоков и др.) - сталь 1Х17Н2Т;
котельные углеродистые стали для корпусов компенсаторов объема - сталь К;
никелевые и другие сплавы в качестве материалов прокладок разъемов в системах теплоносителя - никелевый сплав типа НП.
Основную опасность при использовании сталей в качестве конструкционных материалов представляет процесс хрупкого разрушения, в результате которого могут образовываться хрупкие изломы, развивающиеся с большой скоростью - (14-3) • 103 м/с. Хрупкость не является постоянным свойством стали, а возникает лишь при определенном сочетании внешних и внутренних факторов и условий. К внешним условиям относятся скорость изменения температуры и нагрузки, а также конструкционные особенности оборудования. Внутренние условия связаны со структурой стали, химическим составом лигирующих добавок, неметаллическими включениями и др. На практике режим хрупкого разрушения стали может возникнуть при резком увеличении нагрузки или уменьшении температуры. На процесс хрупкого разрушения оказывает влияние и скорость изменения нагрузки, т.е, скорость деформации.
В закрытой системе, которую представляет собой первый контур ВВЭР, скорость коррозии с ростом температуры возрастает практически по линейному закону. Воздействие нейтронного излучения приводит к ухудшению защитных свойств окисных пленок и как следствие к увеличению скорости коррозии. Кроме того, ионизирующее излучение ядерного реактора меняет состав теплоносителя, что также повышает скорость коррозии.

Коррозионно-стойкие конструкционные материалы обычно получают легированием, которое способствует улучшению механических свойств металла и повышает его коррозионную стойкость. Примером эффективного антикоррозионного легирования может служить создание нержавеющих сталей. Обнаружено, что при содержании в стали более 12% Сг резко повышается ее коррозионная стойкость в пароводяной среде. При использовании в качестве конструкционных материалов нержавеющих сталей необходимо считаться с возможностью возникновения межкристаллитной коррозии при неравномерном распределении легирующих добавок по границам зерен основного металла. Например, в нержавеющей стали IX18H10T при работе в интервале температур 500-800о С могут образовываться хромистые карбиды с соответствующим снижением содержания Сг и увеличением коррозии на границах зерен. Предотвращение межкристаллитной коррозии достигается снижением содержания углерода, уменьшающим образование карбидов хрома, термической обработкой, исключающей неоднородное содержание хрома в зерне, дополнительным легированием стали более сильными, чем хром,  карбидообразователями, например, ниобием и титаном. Склонность материалов к межкристаллитной коррозии увеличивается по мере укрупнения зерна, так как при этом пограничные участки обедняются легирующим элементом.
Вода, циркулирующая в первом контуре, должна удовлетворять нормам водно-химического режима (ВХР). Выбор этих норм диктуется в первую очередь необходимостью обеспечения коррозионной стойкости конструкционных элементов первого контура ядерного реактора. Не менее важное требование - отсутствие значительных отложений продуктов коррозии на твэлах, трубках ПГ и другом оборудовании контура. Накопление отложений на оболочках твэлов может привести к ухудшению теплоотвода и недопустимому перегреву ядерного топлива. Кроме того, они снижают коэффициент размножения нейтронов и уменьшают глубину выгорания ядерного топлива.
Продукты коррозии, попавшие в теплоноситель, проходя через активную зону, активируются нейтронами и в дальнейшем откладываются на внутренних поверхностях первого контура, находящихся вне активной зоны. Радиоактивное загрязнение внутренних поверхностей оборудования первого контура усложняет проведение ремонтных работ и приводит к необходимости выполнения дорогостоящей дезактивации. Коррозионные отложения на трубках ПГ ухудшают теплоотвод от первого контура с соответствующим снижением паропроизводительности либо с повышением средней температуры первого контура. Из вышеизложенного очевидно, что концентрация продуктов коррозии в воде первого контура должна быть строго ограничена.
Отрицательное коррозионное воздействие на конструкционные материалы первого контура кислорода, хлористых и фтористых соединений, попадающих в первый контур с подпиточной водой, должно быть также ограниченным.
Дополнительные требования к ВХР ВВЭР накладываются при компенсации избыточной реактивности жидким поглотителем нейтронов - борной кислотой. Борная кислота обладает целым рядом важных преимуществ по сравнению с другими растворимыми в воде поглотителями нейтронов - "нейтронными ядами": 1) борная кислота хорошо растворима в воде и ее растворимость растет с повышением температуры; 2) она практически не реагирует с материалами первого контура, причем ее инертность растет с увеличением температуры; 3) она не откладывается и не дает соединений, способных оседать на внутренних поверхностях оборудования РУ. Вместе с тем борная кислота имеет и определенные недостатки, приводящие к необходимости корректировки водного режима ЯЭУ: 1) наличие борной кислоты в первом контуре приводит к уменьшению pH теплоносителя и связанному с этим росту коррозионных отложений на твэлах; 2) борная кислота затрудняет очистку теплоносителя от некоторых примесей, например, хлоридов.

Для увеличения pH при регулировании ядерного реактора борной кислотой в теплоноситель дозируют щелочи (как правило, гидрат окиси калия).  Однако при расчете количества добавляемой щелочи необходимо учитывать, что в процессе работы ядерного реактора в теплоносителе первого контура накапливается изотоп 7Li, что ведет к повышению pH теплоносителя.
Таким образом, нормальный ВХР ВВЭР может быть обеспечен при следующих условиях:
при поддержании pH теплоносителя в оптимальных пределах; при ограничении в теплоносителе концентрации свободного кислорода, хлор- и фтор-ионов;
при эффективном удалении продуктов коррозии и других примесей из теплоносителя первого контура.



 
« Шинопроводы в электрических сетях промышленных предприятий   Эксплуатация водохранилищ-охладителей электростанций »
Карта сайта + все метки | Контакты
© Электроэнергетика При перепечатке и цитировании активная гиперссылка на сайт обязательна.