О ядерных реакторах и их творцах - Модернизация энергоблоков с реакторами РБМК

ГЛАВА 2. РАБОТЫ ПО КАНАЛЬНЫМ ВОДОГРАФИТОВЫМ РЕАКТОРАМ

26 апреля 1986 г. на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС произошла крупнейшая в мире авария ядерного объекта. С этого дня деятельность большой части коллектива НИКИЭТ в течение нескольких лет была подчинена решению многочисленных проблем, как связанных с выявлением причин аварии и локализацией ее последствий, так и с разработкой и внедрением комплекса технических и организационных мероприятий по предотвращению подобных аварий на других действовавших в стране энергоблоках с реакторами РБМК-1000 и РБМК-1500, по повышению безопасности их эксплуатации.
Здесь не будут анализироваться события до, во время и после аварии, причины, ее вызвавшие. Соответствующие исследования проведены и отечественными, и сотрудничавшими с ними зарубежными специалистами. Методам этих исследований, полученным в процессе их выполнения результатам посвящено большое число сообщений и докладов на различного рода совещаниях экспертов, семинарах и конференциях, в том числе международных, множество публикаций. В данном случае важен общий итог выполненных исследований, подтвердивший, с учетом последовательной реализации упомянутого комплекса мероприятий, возможность продолжения эффективного использования сооруженных энергоблоков с РБМК.
О мерах повышения безопасности при эксплуатации этих энергоблоков, т.е. об их модернизации, о продлении ресурса работы, о возможностях замещения в будущем, а также об актуальных проблемах снятия с эксплуатации первых промышленных и энергетических реакторов рассказывается в этой главе.

МОДЕРНИЗАЦИЯ ЭНЕРГОБЛОКОВ С РЕАКТОРАМИ РБМК
Первопричиной аварии на 4-м энергоблоке ЧАЭС было крайне маловероятное сочетание нескольких нарушений регламентных требований, определяющих параметры и режимы безопасной эксплуатации, в результате чего уже в ходе развития аварийных процессов проявились проектные особенности реактора, которые в значительной мере повлияли на увеличение масштабов аварии. К ним относятся:

1. положительный пустотный эффект реактивности, который на малых уровнях мощности приводит к проявлению положительного быстрого мощностного эффекта реактивности при уменьшении плотности теплоносителя;
2. недостаточная скоростная эффективность системы аварийной защиты реактора в условиях недопустимого снижения запаса реактивности;
3. недостаточное количество технических средств, способных автоматически привести реактор в безопасное состояние при нарушениях требований регламента по эксплуатации;
4. незащищенность техническими средствами устройств ввода-вывода из работы части аварийных защит реактора.

После анализа причин возникновения и развития аварии были определены основные направления разработки и внедрения технических мероприятий по повышению надежности и безопасности АЭС с реакторами РБМК:

1. уменьшение пустотного эффекта реактивности;
2. повышение эффективности аварийной защиты реактора, введение дополнительных автоматических аварийных защит и исключение возможности несанкционированного отключения аварийных защит реактора;
3. увеличение пропускной способности системы аварийного сброса пара из реакторного пространства;
4. контроль металла коллекторов и трубопроводов большого диаметра;
5. корректировка проектно-эксплуатационной документации.

Расчетными исследованиями переходных и аварийных режимов было установлено, что для обеспечения принятых пределов безопасности в случае максимальной проектной аварии пустотный эффект реактивности не должен превышать +1β. На действующих реакторах РБМК реализованы два пути снижения пустотного эффекта реактивности:

1. увеличение числа стержней дополнительных поглотителей до 50-90 и оперативного запаса реактивности до 43-58 эффективных стержней ручного регулирования СУЗ;
2. увеличение соотношения числа ядер урана и графитового замедлителя в активной зоне за счет повышения обогащения топлива 235U до 2,4 %.

Для восстановления экономических показателей работы АЭС, которые ухудшаются из-за снижения достигаемой величины выгорания ядерного топлива при загрузке ДП в активную зону, внедряется новое топливо с выгорающим поглотителем - эрбием. Переход на это топливо позволит выгрузить из реактора все стержни ДП и восстановить проектное выгорание топлива, сохранив при этом значение пустотного эффекта реактивности менее +1β.
Путем модернизации штатных сервоприводов время полного введения стержней СУЗ в активную зону по сигналам аварийной защиты уменьшено с 18 до 12-14 с. Была увеличена на 0,6 м длина поглощающей части стержней СУЗ, т.е. за счет изменения конструкции телескопической тяги между поглотителем и вытеснителем стержней РР устранен столб воды под вытеснителем, что позволило исключить выбег положительной реактивности в начале движения стержня в активную зону и восстановить проектные отметки верхних концевиков стержней СУЗ. В результате этих мероприятий скоростная эффективность аварийной защиты на первых секундах ее срабатывания увеличилась до 0,9 β/с.
Одновременно с перечисленными усовершенствованиями штатной СУЗ разработана новая независимая система быстрой аварийной защиты (БАЗ). Во все каналы АЗ установлены вместо штатных исполнительные механизмы БАЗ новой конструкции, в которой не происходит заполнения каналов СУЗ водой, а их охлаждение обеспечивается тонкой пленкой воды, стекающей по внутренней поверхности трубы. За счет образования внутри канала центральной газовой полости обеспечивается ввод стержня-поглотителя в активную зону в режиме срабатывания аварийной защиты за 2,5 с. Суммарная величина вводимой БАЗ отрицательной реактивности 2,0 β. Новая система быстрой аварийной защиты внедрена на всех энергоблоках с реакторами РБМК-1000 и РБМК-1500.
Введены новые автоматические аварийные защиты реактора по снижению давления в раздающем коллекторе контура охлаждения СУЗ и по снижению уровня воды в гидробаллонах системы аварийного расхолаживания реактора (САОР). В стадии внедрения находятся аварийные защиты по скорости снижения давления в циркуляционном контуре и по снижению оперативного запаса реактивности. Все блочные щиты управления энергоблоков оснащены световой панелью автоматики, фиксирующей выведение из работы аварийной защиты реактора по каждому параметру. Полностью исключено вмешательство оперативного персонала в работу светового табло.
Пропускная способность штатной системы аварийного сброса парогазовой смеси из реакторного пространства (РП) обеспечивала его целостность при разрыве двух топливных каналов. Проект модернизации системы предусматривает введение дополнительно к штатной страхующей системы парогазовых сбросов, что позволяет сохранить целостность РП при одновременном разрыве до 9 ТК.
В течение трех лет после чернобыльской аварии выполнена значительная корректировка проектно­эксплуатационной документации. Полностью переработаны “Типовой технологический регламент по эксплуатации АЭС с реактором РБМК-1000” и “Технологический регламент по эксплуатации Игналинской АЭС с реактором РБМК-1500”, которые определяют правила и основные приемы безопасной эксплуатации АЭС и являются документами высшего приоритета. Разработаны типовая инструкция по ликвидации аварийных ситуаций и типовой регламент технического обслуживания, испытаний и ремонта оборудования, руководство по управлению запроектными авариями и симптомно-ориентированные аварийные инструкции.

Поскольку требования нормативной документации по безопасности АЭС регулярно совершенствуются, в основном в сторону ужесточения, то в эксплуатации любой АЭС наступает период, когда заложенные в проекте технические решения, определяющие уровень безопасности, перестают удовлетворять новым требованиям к безопасности АЭС, и требуются или модернизация, или реконструкция основных систем и оборудования, или увеличение объема контроля основного оборудования, компенсирующее отсутствие тех или иных технических средств.
На основе комплекса технических мер повышения безопасности в 1989 г. была разработана концепция реконструкции первого поколения энергоблоков АЭС с реакторами РБМК (1-е энергоблоки Ленинградской, Курской и Чернобыльской АЭС).
Концепция предусматривала проведение такого объема строительных и монтажных работ, который позволил бы в рамках экономической целесообразности довести энергоблоки до уровня безопасности, максимально приближенного к современным требованиям. Концепция включала также работы по замене выработавшего свой ресурс оборудования, в частности технологических каналов. Дело в том, что проектные зазоры между технологическими каналами и отверстиями в графитовых блоках через 17-18 лет эксплуатации практически приближаются к исчерпанию. Поэтому целесообразно совместить замену технологических каналов и калибровку отверстий в графитовых колоннах до исходных размеров с остановкой энергоблоков на реконструкцию.
Помимо уже перечисленных выше мер, разработанными на базе концепции проектами реконструкции энергоблоков предусматривается большой перечень других работ. Среди них:

1. расширение функций систем контроля, управления и защиты, в частности организация объемной внутризонной защиты и объемного контроля энергораспределения, самопроверка устройств СУЗ, применение эшелонированных систем защиты по информации от внутриреакторных датчиков, использование принципа “2 из 3” по всем функциям СУЗ (трехканальность) с физическим (по разным помещениям) разделением обеспечивающих каналов;
2. разработка и внедрение САОР, обеспечивающей отвод тепла от активной зоны при авариях, связанных с разрывом трубопроводов контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) диаметром до 300 мм;
3. разработка и внедрение автоматизированных систем диагностики состояния металла основного оборудования и трубопроводов контура многократной принудительной циркуляции при их работе. Диагностика призвана обеспечить раннее обнаружение течей теплоносителя методами контроля влажности и аэрозольной активности воздушной среды, а также контроля акустических шумов в помещениях контура;
4. совершенствование внутренних устройств барабанов-сепараторов;
5. сокращение радиоактивных выбросов в атмосферу;
6. организация автоматизированной системы контроля радиационной обстановки.

Значительное внимание в проектах уделено “человеческому фактору”, вопросам профессиональной подготовки персонала, созданию необходимых тренажеров.
Подготовка концепции и проектов реконструкции потребовала напряженных творческих усилий конструкторов, исследователей, производственников НИКИЭТ, работавших в тесном контакте с сотрудниками смежных организаций, специалистами АЭС. Эти усилия не пропали даром. Обоснованные расчетами и экспериментами и включенные в проекты реконструкции работы стали основой “Графиков технического перевооружения и модернизации энергоблоков государственного предприятия “Концерн “Росэнергоатом”. А выполнение комплекса работ по реконструкции энергоблоков первой очереди Ленинградской АЭС дало основание Госатомнадзору для выдачи этой станции разрешения на работу 1-го и 2-го энергоблоков на номинальной мощности (ранее она была ограничена).
Основные мероприятия по повышению безопасности при эксплуатации первых очередей Ленинградской и Курской АЭС и их выполнение представлены в табл.2.

Таблица 2
Основные мероприятия, включенные в проекты реконструкции энергоблоков первых очередей Ленинградской и Курской АЭС

Примечание. 1 — реализовано полностью; 2 — реализовано частично; 3 — включено в план реализации.

Как видно из табл.2, многое сделано, но в ней еще достаточно цифр 2 и 3. Работы продолжаются.