КОНТРОЛЬ ТЕХНИЧЕСКОГО СОСТОЯНИЯ ОБОРУДОВАНИЯ АТОМНОЙ СТАНЦИИ
19.1. Организация и виды контроля технического состояния оборудования АЭС
Определение технического состояния оборудования - одна из наиболее сложных задач в области эксплуатации АЭС. Как правило, наиболее трудоемкая часть работы персонала АЭС заключается в выполнении работ по контролю технического состояния оборудования и систем, а также поиску возникающих в них повреждений и отказов.
Техническое состояние при этом понимается как совокупность подверженных изменению в процессе эксплуатации свойств объекта, характеризуемых в определенный момент времени признаками, установленными нормативной документацией на данный объект. Признаками технического состояния могут быть определенные значения количественных и качественных характеристик свойств оборудования и систем АЭС, для которых определены допустимые области существования. Фактические значения этих характеристик определяют техническое состояние объекта. В зависимости от фактических значений признаков различают следующие виды технического состояния оборудования и систем АЭС: исправное, неисправное, работоспособное, неработоспособное, правильное функционирование, неправильное функционирование.
В ядерной энергетике существует достаточно сложная по структуре система контроля технического состояния оборудования и систем. Контроль может осуществляться в следующих условиях: при работе энергоблока АЭС на мощности, на остановленном ЭБ, при специальных видах испытаний и осмотров, при выполнении различных форм ТО, при текущем ремонте, персоналом АЭС, автоматическими и автоматизированными системами. Контроль необходим также при передаче смен персонала.
Контроль технического состояния оборудования и систем АЭС организуется и осуществляется в соответствии с государственными и отраслевыми стандартами, требованиями норм и правил по безопасности, руководящих документов органов государственного надзора и контроля, технологического регламента и инструкций по эксплуатации.
К объекту эксплуатации прилагается эксплуатационная документация, в которой предусматривается периодичность, объем и технология контроля технического состояния, а также применяемые при этом методы и средства. В отдельных случаях могут назначаться дополнительные виды осмотров и испытаний с соответствующими специальными указаниями должностных лиц. После выполнения того или иного вида контроля контролирующее лицо делает запись в эксплуатационной документации.
Рис. 19.1. Схема контроля технического состояния оборудования и систем АЭС
Общая схема контроля технического состояния объекта приведена на рис. 19.1. На схеме X - вектор внешних и внутренних факторов (сигналов), действующих на объект контроля; Y - вектор выходных
параметров (сигналов) объекта; Y - результат измерения вектора Y средствами контроля; Z - вектор состояний объекта. При этом объектом контроля будем называть всякий объект, состояние которого подвергается контролю.
Роль контроля теплогидравлических параметров ЯЭУ. Техническое состояние ЯЭУ, как теплового аппарата с ядерным источником тепла, определяется совокупностью подверженных измерению в процессе изготовления, монтажа, наладки и эксплуатации свойств оборудования. При больших возможностях интенсификации ядерно-физических процессов энергонапряженность оборудования ядерной энергетической установки, его работа, рост мощности в конечном счете лимитируются интенсивностью теплогидравлических процессов, протекающих в элементах (объектах) ЭБ. Важная роль при этом отводится контролю теплогидравлических параметров ЯЭУ.
Для нормальной работы ЯЭУ необходимо, чтобы теплотехнические параметры, лимитирующие работоспособность оборудования (т.е, обеспечивающие нормальный теплоотвод без разрушения конструкции), не превышали в любой момент эксплуатации критических значений. К таким параметрам относятся плотность тепловых потоков, температуры материалов и теплоносителя, паросодержание теплоносителя и т.п. Например, некоторые из них для активной зоны: Якр ~ критическая тепловая нагрузка твэла; ддоп - допустимое значение плотности теплового потока, превышение которого связан, но с большими градиентами температур в твэле и разрушающими температурными напряжениями в металлоконструкциях; Тоб.доп - допустимая температура оболочки твэла (внутренней ее поверхности или наружной); Тт.доп - допустимая температура материала топливной композиции; Т - температура насыщения теплоносителя; ф.доп - допустимое значение истинного паросодержания теплоносителя, определяемое условием теплоотвода и нейтронно-физическими аспектами. Прямое измерение лимитирующих параметров связано с большими трудностями. Поэтому в системах контроля и защиты ЯЭУ обычно используются результаты не только прямых, но и косвенных измерений. При косвенных измерениях значение искомого параметра Y определяется расчетом по известной физической зависимости от других параметров, найденных прямыми измерениями.
При организации систем контроля теплогидравлических параметров ЯЭУ измерению подлежат достаточно разнообразные величины, как связанные с лимитирующими параметрами, так и дополнительные, непосредственно не относящиеся к ним, но несущие большую информацию о состоянии элементов оборудования: температура теплоносителя, замедлителя, твэлов, тепловой и биологической защиты, металлоконструкций, корпуса реактора; расход, уровень, давление теплоносителя в различных устройствах первого контура реактора; параметры, определяющие целостность технологических каналов и герметичность оболочек твэлов и т.д. Обязательному контролю подлежат так называемые режимные параметры, под которыми понимаются параметры отдельного канала или реактора, такие, как мощность, расход, давление и температура теплоносителя. Состав и объем системы контроля в значительной степени связан с типом ЯЭУ и конструкцией ее реактора.
В реакторах канального типа имеются наилучшие возможности для контроля теплогидравлических параметров. В связи с тем, что каждый канал практически автономен и доступен для размещения на нем разнообразных первичных преобразователей, возможен как поканальный, так и многоканальный контроль теплогидравлических режимов с измерением всех основных параметров: расхода, давления, паросодержания теплоносителя (т.е. тепловой мощности канала). Имеются условия для контроля параметров твэлов - температуры оболочки и топлива, давления газа внутри оболочки твэла, линейного удлинения оболочки и т.п. Контроль герметичности оболочек твэлов реализуется в канальных реакторах сравнительно просто на каждом канале - по повышению активности теплоносителя. Доступен для измерений и графитовый замедлитель, в котором контролируется температура графита, состав газа - заполнителя графитовой кладки.
Основными контролируемыми параметрами ЯЭУ с канальным реактором являются: температура графита, температура засыпки, температура воды боковой защиты, температура верхней и нижней защиты, давление в реакторном пространстве, целостность технологического канала, коэффициент запаса до кризиса, герметичность оболочек твэлов, температура твэлов термометрической кассеты, расход теплоносителя в технологическом канале, температура на входе в реактор, паросодержание, давление и уровень в барабане-сепараторе, энерговыделение по радиусу и высоте активной зоны.
Особенностью канальных реакторов является разветвленность контура циркуляции теплоносителя, при которой поток теплоносителя разделяется на обособленные потоки, текущие по отдельным каналам, не связанным между собой. Поканальный контроль создает дополнительные возможности для выявления нарушений в реакторе, позволяет определять и регулировать энергонапряженность отдельных каналов, добиваться максимальной тепловой эффективности реактора в целом, а также выявлять повреждения в каналах и твэлах и своевременно заменять поврежденные каналы. Наличие такой системы многоканального контроля не исключает необходимости контроля параметров теплоносителя в других точках контуров, характеризующих работу отдельных элементов оборудования и ЯЭУ в целом.
Реакторы корпусного типа характеризуются тем, что тепло от ТВС отводится общим неразделенным потоком теплоносителя. Параметры таких реакторов, а также состояние оборудования первого контура контролируется по общим показателям: температуре теплоносителя на входе и выходе из реактора, расходу теплоносителя, его давлению в циркуляционном контуре и т.п. Такими основными контролируемыми параметрами ВВЭР являются: температура фланца крышки, корпуса реактора, крепления, сухой защиты, бетона; уровень воды в реакторе; температура теплоносителя на входе в реактор, на входе в активную зону, на выходе из кассет, на выходе из реактора; концентрация борной кислоты на входе в реактор и на входе в активную зону; энерговыделение по высоте и радиусу активной зоны; появление воды в шахте. Непрерывный контроль за состоянием отдельных твэлов или даже кассет затруднителен, в первую очередь, из-за сложности определения покассетного расхода теплоносителя.
