ЕЛЕКТРОПРОИЗВОДСТВО – on line

АЕЦ Козлодуй - данни за електропроизводството

Генерация и товар на ЕЕС в реално време


Изследване състоянието на корпуса на реакторите на АЕЦ “Козлодуй” във връзка с ПСЕ

20.04.2015

За да влезем в темата ви предлагам да си припомним отговорите само на два въпроса от обширното интервю, което даде преди почти година за AtomInfo.Bg Станислав Иванович Антипов, заместник генерален директор по външно-търговските въпроси на “Росэнергоатом”:

 

Обследването на кое оборудване е най-критично?

Критичен при нас е само първи контур. Той винаги е бил, е, и ще бъде защото той не подлежи на замяна. Той трябва детайлно да се обследва, трябва да се докаже, че той е в такова състояние – да може за още 20 години да се продължи срока за експлоатация, да може още да работи.

Но това е свързано, минавам съвсем в техническа плоскост, с загуба на якост поради окрехкостяване на метала на корпусите на реакторите.Това е главният от проблемите.

Вторият проблем е здравината и надеждността на херметичната обвивка (хермооболочка, контейнмънт, черупка).

Това са двете главни теми, които ще подлежат на критичен анализ.

 

Кога ще се разбере състоянието на метала на реакторите?

Тогава, когато по време на ремонтите българската страна ще извади “образците-свидетели” на метала, които се намират в корпусите на реакторите и са подложени на същото радиационно и температурно въздействие, ще ги постави в контейнери и ще ни ги предаде.

Какво е състоянието преди започване на ПГР-2015?

В съобщението от 11.04.2015, което е прекалено лаконично: Започна плановият годишен ремонт на пети енергоблок – http://www.kznpp.org/index.php?lang=bg&p=actuality&p1=news&id=366&page=0&view_offset=&offers_per_page= не се третира този въпрос.

Пълно мълчание има и в СМИ от страна на АЯР и от ръководството на централата.

Едно е сигурно – До започването на ПГР-2015 няма как образците-свидетели (ОС) да са били извадени, защото това може да се извърши само при студено спиране на РУ и при отворен реактор.

 

Защо реших да напиша тази статия?

От многобройните си разговори с колеги от различни националности установих, че темата е непозната за широк кръг работници и специалисти в атомните централи, експлоатиращи ВВЭР-1000. А обществеността изобщо не знае за нея.

Разбира се, има превъзходни тесни специалисти, особено в АЕЦ където е извършено това обследване във връзка с продължаване на срока на експлоатация (ПСЕ) на енергоблоковете.

В АЕЦ “Козлодуй” тази дейност тепърва предстои.

А информираният човек, като осмисли информацията и я приведе във вид да бъде приложена става знаещ. Затова цялата дейност на сайта ми е насочена за увеличаване на количеството на информираните и знаещите в областта на ядрената енергия.

Въведение

За получаване на достоверна информация за измененията на механичните свойства и критичните температури на крехкост на метала на корпуса на реактора под въздействието на неутронния поток и температурата служат образците –свидетели (ОС). Чрез образци-свидетели може да се изследва основният метал, металът на заваръчния шев и металът в околошевната зона (зоната на термично влияние) на пръстените, от които е изграден реакторът.

Как се изработват ОС?

Заготовките за ОС се изработват едновременно с оформянето на заваръчните повърхности на пръстените в района на активната зона на корпуса на реактора от същите изпълнители, по същите методи и от същия материал – ст. 15Х2НМФА.

Заготовките за ОС се изрязват по механичен начин от основния метал на заваръчната повръхност в зоната на термично влияние. Освен това заготовките за ОС се изрязват от разни слоеве на 190-милиметровия пръстен (или пластина).

Комплектоване

ОС се поставят и закрепват неподвижно по няколко броя в херметични метални (ст. 08Х18Н10Т) ампули. Ампулите с различни образци имат еднаква външна форма – цилиндър с външен диаметър 29 mm и дължина 72 mm. На краищата на ампулите от двете страни има кръгли колчета (пинове) с височина 6 mm, които са предназначени за свързване на ампулите в групи (сборки).

Видове ОС – предназначение и начин на закрепване

Сборките с ОС са два типа:

“Лъчевите” образци-свидетели са предназначени да се проследят измененията в материала им под въздействието на интензивно неутронно облъчване. Те се поставят и с помощта на байонетни захвати се закрепват в краищата на 18-те тръби в горната част на выгородката (не знам да има български термин).

Сборките с “лъчеви” ОС са обединени в комплекти. В един комплект влизат 3 сборки с “лъчеви” образци-свидетели. За реактор като нашите – ВВЭР-1000/В320, комплектите са 6 броя.

На работните чертежи на завода-производител комплектите с “лъчеви” сборки се обозначават с буквата Л (1Л…6Л).

Чрез “топлинните” ОС се изследват промените в структурата и качеството на метала под продължителното въздействие на работната температура – 320 оС.

Шестте сборки с “топлинни” образци-свидетели са монтирани в блока защитни тръби (БЗТ), като тръбите за тези сборки се заваряват в монтажни условия към вътрешната част на пръстена на БЗТ.

На работните чертежи на завода-производител комплектите с “топлинни” сборки се обозначават с буквата М (1М…6М).

Преди физическия пуск на РУ всичките ОС трябва да са монтирани в реактора.

Изваждане на ОС от реактора

Всички операции по изваждането на ОС се извършват по време на ПГР. Необходимо е в съответствие с технологията на ремонтните дейности реакторът да бъде разхладен, разуплътнен и горния блок да бъде свален.

Температурните ОС, които се намират над главния разьом на реактора, на практика излизат заедно с горния блок, в когото са монтирани. Според някои колеги от чужбина добрите и опитни специалисти могат после да ги извадят с помощта на ръчна ъгло-шлифовална машина.

Лъчевите ОС се изваждат с помощта на специален инструмент на място в реактора. Подходът за изваждането е в зависимост от дозовото натоварване на персонала, дозовият бюджет на ППР, като работата може да бъде съчетана с други операции с изваждане на “выгородката” извън реактора.

Новите тенденции

 

В последните модели на реакторите ВВЭР от III и III+ поколение (след Тянванската АЕЦ в Китай) ОС се поставят (заваряват) в специални джобове от вътрешната страна на корпуса на реактора на критичните места. Но за това ще се опитам да ви разкажа в близко време. За събуждане на любопитството Ви разгледайте картинката с роботизирания манипулатор, работещ прецизно под вода при постоянен видеоконтрол.

Благодарност към отзивчивите руски и украински колеги, знаещи и можещи. Основен официален източник: http://cdot-nntu.ru/basebook/Osn_obor_AES-3/#114 . Има много удобна търсачка по ключова дума или фраза.  Книгата наистина е първокласен учебник, не само според мен, но не зная как да я изтегля. 

Tags: , , ,

10 Responses to Изследване състоянието на корпуса на реакторите на АЕЦ “Козлодуй” във връзка с ПСЕ

  1. Петър Пенчев on 20.04.2015 at 18:48

    Да предполагам ли, че авторът на горната статия е уважаемият г-н Красимир Христов ?

    Иначе интересни са въпросите – дали ще имат и отговори.

  2. Петър Пенчев on 22.04.2015 at 18:56

    „За получаване на достоверна информация за измененията на механичните свойства и критичните температури на крехкост на метала на корпуса на реактора под въздействието на неутронния поток и температурата служат образците –свидетели (ОС). Чрез образци-свидетели може да се изследва основният метал, металът на заваръчния шев и металът в околошевната зона (зоната на термично влияние) на пръстените, от които е изграден реакторът.“ – пише г-н Красимир Христов.

    „… трябва детайлно да се обследва, трябва да се докаже, че той е в такова състояние – да може за още 20 години да се продължи срока за експлоатация, да може още да работи. Но това е свързано, минавам съвсем в техническа плоскост, със загуба на якост поради окрехкостяване на метала на корпусите на реакторите. Това е главният от проблемите.“ – казва г-н Станислав Иванович Антипов.

    Бих помолил за отговор на следните два въпроса:
    При използване за анализа и оценката само на образците–свидетели (ОС), ще име ли окрехкостяване на метала на корпусите на реакторите?
    Тези ампули ще са достатъчни ли за категорична оценка?

    • Красимир Христов on 26.04.2015 at 11:55

      Уважаеми, господин Пенчев.
      Забавих се с отговора, защото съм се напатил от вашите мераци да представяте желаното за действителност. Ще Ви припомня по памет само няколко случая:
      Не пожелахте да направите разлика между топлинна мощност на реактора и електрическа мощност на енергоблока, въпреки обстойната статия на сайта;
      Злополучните калпави руски измерителни трансформатори, които после се оказаха италиански;
      Измислиците в писмото Ви до европейските институции и прокуратурата;
      Заигравката с емисиите на радиоактивни изотопи в атмосферата и методиката за измерването им в АЕЦ “Козлодуй”.
      Сега ще се огранича с кратки отговори. И, моля Ви, не търсете ключовата дума от която да сътворите поредната сензация.

      Неразрушаващ контрол
      За контрол на качеството на метални изделия (дефектоскопия), по принцип, се използват по отделно или в комбинация следните методи: визуален и измерителен контрол, радиографски контрол, ултразвуков контрол (УЗК), контрол на херметичност, магнитен или вихротоков контрол, контрол чрез проникващи вещества (капилярен) и други.
      В АЕЦ всичките тези методи са приложими.
      Контрол на корпуса на реактора
      Навремето още с разработването на проекта за ВВЭР-1000, беше разработена и специална система за изследване на състоянието на корпуса на реактора (КР), известна под кодовото название СК-187.
      Изследването се извършва чрез телевизионно сканиране на външната част на КР и чрез ултразвукова дефектоскопия в дълбочина на дъното, цилиндричната част и патрубките на КР – пак от външната страна.
      Чрез нея бяха изследвани (сканирани): цилиндричната част, дъното и патрубките (отворите за заустване на главните циркулационни тръбопроводи) преди пускането на РУ и на двата енергоблока в АЕЦ “Козлодуй”.
      Състав на СК-187
      - стенд за настройка на главите на осезателите за УЗК на дъното на КР;
      - стенд за настройка на главите на осезателите за УЗК на цилиндричната част на КР;
      - апаратура за управление;
      - апаратура за събиране и обработване на данните от УЗК;
      - ултразвуков дефектоскоп;
      - система за телевизионен контрол;
      - система за подаване на контактна течност.

      Разрушаващ контрол
      Разрушаващия контрол на КР се извършва по изключение:
      – при сериозни ситуации, които правят неиползваем даден елемент от КР или други възли от реакторната установка
      – а също така, когато това е заложено по специална технология в проекта.
      Примери за разрушаващ контрол
      Имаше съобщения за появили се отвори в капака на един от реакторите в чужбина, извън сферата на ВВЭР. Тогава разрушаващия контрол на състоянието на метала не представлява проблем.
      Имаме и български пример в тази насока. Става дума за ситуацията с приводите СУЗ преди години, когато значителна част от погълтителите останаха в крайно горно положение при подаден сигнал за падането им в активната зона на реактора. Изследването в лабораториите на водещи институти и на производителя даде отговор на причината и бяха извършени съответните коригиращи мероприятия. Другият случай е със защитните тръби на приводите СУЗ.
      Това не е сензация, а известни примери за разрушаващ контрол.
      Разрушаващ контрол заложен в проекта
      По тази тема написах съответната статия на сайта. Става дума за заложените в проекта образци свидетели (ОС). Това е световната практика за установяване на състоянието и остатъчния ресурс на КР.
      Някой производители предвиждат проследяване на състоянието на метала на КР чрез периодично (на 5-7 години) изваждане и изследване на част от ОС.
      Българското изключение
      В зората на демокрацията под натиска на Европа и за едни пари – ние се съгласихме да бъде изрязано “живо месо” от корпуса на реактора на първи блок (а може би и на втори). Изрязани бяха от вътрешната страна на критичните места на КР плочки (тамплети) за извършване на контрол на състоянието на метала. Изследванията показаха отличното състояние на метала, но това не попречи да клекнем пред ЕК и да ги спрем набързо.

  3. 123 on 25.04.2015 at 23:29

    Да! Достатъчни са!

    • Петър Пенчев on 27.04.2015 at 23:03

      Уважаеми 123,
      След отговора Ви на втория ми въпрос, остава първият – защо г-н Антипов говори за „окрехкостяване на метала на корпусите на реакторите“, т.е. изваждането на тези ампули ли водят до притеснението на заместник генералния директор по външно-търговските въпроси на “Росэнергоатом”.

      Ако желае и г-н Христов нека се присъедини към този отговор, иначе той по-горе ми отговаря с ‘четене на обща техническа литература’.

      Благодаря.

      • Красимир Христов on 28.04.2015 at 5:48

        Уважаеми, господин Пенчев!
        Виаги се старая да бъда толерантен с Вас.
        Това, че се окзвате в небрано (обрано) лозе в първата част на отговора ми не ви дава право да правите квалификации по тема от която не разбирате. Няма да навлизам в подробности. Само Ви казвам, че докато не изясним точка по точка ‘четене на обща техническа литература’, спирам контактите си с вас. Иначе, сте добре дошъл на моя сайт.

      • TSO on 28.04.2015 at 8:12

        Не. Тези ампули могат да осигурят информация за нивото на деградация на метала, но самите те нямат нищо общо със самата реакторна установка по отношение на работата й. Дефектоскопският анализ е сравнителен и се прави оценка на състоянието на метала в ОС с този на контролните образци. Процедурата следва да се извърши в „гореща камера“ поради високото ниво на активност на ОС. Трябва да са достъпни и контролните образци, но в чие разпореждане са те ми е трудно да кажа.

        В зависимост от степента на загуба на първоначалните свойства на метала се оценява необходимостта от евентуални допълнителни дейности по рехабилитацията му.

  4. Петър Пенчев on 28.04.2015 at 18:02

    Благодаря за категоричността, уважаеми TSO. Такъв беше и моят собствен извод, но исках да го чуя от експерт-ядреник.

    Ще очаквам(но дали ще ги представят пред заинтересованата общественост?) резултатите от тестовете, както и отговора към ‘висящото’ притеснение на заместник генералния директор по външно-търговските въпроси на “Росэнергоатом”

    за „окрехкостяване на метала на корпусите на реакторите“.

    Г-н Станислав Иванович уважавам заради сериозния му въпрос относно ПСЕ и НЕизразяването от него на предварителни ‘предположения’(за да се хареса от някого)…

    Този въпрос вълнува разбиращите… Граждани, даже и тези във ВАС по дело 11606/2014 г.

    • TSO on 28.04.2015 at 19:06

      Деградиране на материалите при работа се появява винаги. В зависимост от експлоатационните условия то може да се прояви с времето в различна степен. Тук притеснения липсват в какъвто и да е вид. Първоначално се провежда документален исторически анализ на експлоатационните условия. Стига се до някакъв предварителен извод и се взема решение за последващи дейности. Те могат да включват изваждане на ОС (при нужда от консервативна преценка на състоянието) или обосновка само на база документи. ОС се вадят веднъж за целия жизнен цикъл на реактора и ранното им изваждане компрометира последваща обективна оценка на състоянието, когато това е наистина наложително. Тук има значение за какъв срок ще се обосновава ПСЕ. Руската практика е 20 + 10 години. Нашето законодателство не ограничава за какъв срок се прави подготовката, но лицензирането е за 10 години. От тук вече се изчисляват и обосновават финансовите параметри.

      Притесненията на Г-н Антипов са, че се изостава във времето и липсва яснота за състоянието за да може да се реагира.

      И преди Ви казах, че и Вашите притеснения са необосновани. Нито ръководството на АЯР, нито ръководител на авторитетна структура в този бранш биха си позволили дори и намек за отклонение от възприетите добри практики и стандарти. Световната ядрена общественост ще реагира повече от остро на всеки опит за шикалкавене. Най-малкото, тези услуги струват значими суми пари и всеки ще реагира ако забележи „пестеливост“ у експлоатиращата организация.

      • Красимир Христов on 28.04.2015 at 21:02

        Практиката при използване на ОС е различна за отделните производители на корпуси за реактори (КР), даже и за експлоатиращите организации (ЕО) на реакторите на един и същи производител. Някой изваждат и изследват периодично по един ОС от двата вида с цел да проследят ситуацията във времето и да вземат съответните технико-технологични мерки. Предварително се изработва график за изследване на ОС така, че последните ОС да се извадят в края на проектния жизнен цикъл на реактора.
        Масова практика е отгряването на КР с цел да се възстанови структурата на метала, когато това е необходимо.
        Други инплантират ОС в специални ниши (джобове) на критичните места от вътрешната страна на КР – предимно по заваръчните шевове и около тях и пак ги изваждат периодично.
        Има още много подробности породени от „общата техническа литература“, както се изрази един от уважаемите коментатори на сайта. Затова спирам до тук.

Тема на седмицата

Индийският епос на „Уестингхаус”

През последните години компанията „Westinghouse” извършва активна дейност в страните от Източна Европа. От новините през последните две седмици може да се отбележи откриването...

Още »

Приносът на ядрения отрасъл в икономиката на ЕС

СЪПРИЧАСТНОСТ към децата – аутисти

Търсене

БЪЛГАРСКАТА АТОМНА ЕНЕРГЕТИКА – НАЦИОНАЛНА, РЕГИОНАЛНА И СВЕТОВНА ЕНЕРГИЙНА СИГУРНОСТ-2020 няма да се проведе заради епидемията от COVID-19

Последни коментари