Способ выполнения ремонтных работ на энергоблоке атомной станции с канальным реактором

Способ выполнения ремонтных работ на энергоблоке атомной станции с канальным реактором

Реферат

Заявляемое изобретение относится к области атомной энергетики, касается, в частности, способов выполнения регламентных работ на энергоблоках атомных станций и может быть применено при проведении ремонта технологических систем и систем безопасности.

В уровне техники обнаружено ограниченное количество публикаций, относящихся к технологии выполнения ремонтных работ на энергоблоках атомных станций. В патенте №2105358 от 03.09.1996, МПК G21С 1/12 описан способ восстановления работоспособности телескопического компенсатора тракта технологического канала. Предоставлен технологический процесс по установке сегментных элементов опорного вкладыша в зазор между верхней защитной плитой и графитовой кладкой. Работы проводятся на остановленном и расхоложенном реакторе.

Ближайшим аналогом заявляемого изобретения является способ выполнения ремонтных работ на энергоблоке атомной станции, приведенный в книге «Атомные Станции», С.-Петербург, издание Политехнического университета, 2007, с.169÷198. Способ включает комплекс действий по останову и расхолаживанию реактора, ремонту и регулированию, в том числе по технологическим системам, проверке систем безопасности и пуску реактора. В исходном состоянии энергоблок работает на стационарном уровне мощности в энергетическом режиме. Для разгрузки и останова энергоблока снижают тепловую мощность реактора до 500 МВт и затем производят останов реактора. После останова реактор расхолаживают путем поочередного отключения главных циркуляционных насосов (ГЦН), снижения давления и температуры теплоносителя в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). При достижении температуры теплоносителя в контуре КМПЦ 120°С включают насосы расхолаживания (HP), отключают ГЦН и осуществляют дальнейшее расхолаживание КМПЦ до температуры 50÷60°С. Производят ремонтные работы на технологических системах и системах безопасности энергоблока, включающих систему управления и защиты реактора, систему аварийного охлаждения реактора, систему локализации аварий, систему защиты от превышения давления. При расхолаживании КМПЦ с 270°С до 50°С происходят деформации конструкционных материалов, что может привести к разгерметизации разъемных соединений. Процесс опрессовки КМПЦ позволяет выявить места разгерметизации. Для этого повышают давление в КМПЦ до величины 6,5 МПа и производят осмотр на предмет наличия течей. После их обнаружения снижают давление в КМПЦ и проводят работы по восстановлению герметичности контура. Затем осуществляют повторную опрессовку КМПЦ. По окончании ремонтных работ на технологических системах и системах безопасности, выполняют регламентные работы по вводу в работу КМПЦ. Включают ГЦН, производят массовую отладку расхода теплоносителя в технологических каналах реактора. Выполняют регламентный объем работ для подготовки к выводу реактора на мощность. После вывода реактора на контролируемый уровень мощности (МКУ) и достижения номинального рабочего давления в КМПЦ, в пределах 5÷7 МПа, производят проверку работоспособности системы защиты от превышения давления: главные предохранительные клапаны, предохранительные устройства системы аварийной конденсации пара, предохранительные устройства оборудования и трубопроводов турбоустановок. После этого производят вывод реактора на энергетический уровень мощности. Для выполнения минимально необходимого объема ремонтных работ с расхолаживанием КМПЦ требуется порядка 10÷15 суток.

Недостатками ближайшего аналога являются большой объем и длительность выполнения приведенного комплекса ремонтных работ. Нарушение герметичности разъемных соединений КМПЦ вызывает необходимость выполнения значительного объема работ по восстановлению герметичности.

Задача, решаемая изобретением, заключается в сокращении объема и времени проведения ремонтных работ, направленных на проверку, ремонт и регулировку технологических систем и систем безопасности, включая системы управления и защиты реактора, систему аварийного охлаждения реактора, системы локализации аварий и системы защиты от превышения давления, за счет проведения работ без расхолаживания КМПЦ при сохранении герметичности соединений КМПЦ.

Сущность данного технического решения состоит в том, что в способе выполнения ремонтных работ на энергоблоке атомной станции с канальным реактором, включающем проверку, ремонт и регулировку технологических систем, системы управления и защиты реактора, системы аварийного охлаждения реактора, системы локализации аварий и системы защиты от превышения давления, предложено ремонтные работы выполнять на остановленном реакторе, в течение 4÷6 суток, при сохранении рабочих параметров давления 5÷7 МПа в контуре многократной принудительной циркуляции реактора.

Ремонтные работы выполняются на остановленном реакторе при сохранении давления в КМПЦ в пределах 5÷7 МПа, что позволяет не изменять температуру КМПЦ (с 270°C до 50°С). Вследствие этого не происходит процесс деформации конструкционных материалов, приводящий к нарушению герметичности разъемных соединений. За счет этого увеличивается ресурс работы разъемных соединений, сокращается объем ремонтных работ. Также сохраняемое давление 5÷7 МПа в КМПЦ позволяет выполнять работы по настройке и проверке работоспособности технологических систем и систем безопасности, включая проверку работоспособности предохранительных клапанов. Проведение ремонтных работ предложенным способом позволяет уменьшить частоту останова реактора с расхолаживанием КМПЦ и выполнения комплекса работ, приведенных в аналоге. Указанная в формуле изобретения длительность проведения регламентных работ определена с учетом условия протекания процесса отравления и разотравления активной зоны ксеноном после останова реактора. Указанного времени достаточно для выполнения регламентных ремонтных работ.

Работы согласно изобретению на энергоблоке атомной станции проводятся следующим образом. В исходном состоянии энергоблок работает на стационарном уровне мощности в энергетическом режиме. Для разгрузки и останова энергоблока снижают тепловую мощность реактора до 500 МВт и затем производят останов реактора (без расхолаживания КМПЦ). В целях поддержания давления в КМПЦ в интервале 5÷7 МПа на период проведения работ проводят регулируемый сброс давления пара. После останова реактора происходит процесс отравления активной зоны ксеноном по цепочке радиоактивного распада

который достигает максимального значения через ~10 часов после останова реактора. Затем происходит процесс разотравления реактора за счет распада ¹³⁵Хе с достижением его равновесной концентрации через ~72 часа. По окончании процесса разотравления реактора за счет достижения величины концентрации ¹³⁵Хе, равной его концентрации до останова, возможен вывод реактора на мощность. В период разотравления реактора производят ремонтные работы на технологических системах и системах безопасности энергоблока, в частности проверку систем безопасности, включающих систему управления и защиты реактора, систему аварийного охлаждения реактора, систему локализации аварий, систему защиты от превышения давления, а также их настройку и проверку работоспособности. После окончания ремонтных работ и разотравления реактора производят его вывод на минимальный контролируемый уровень мощности (МКУ), далее - на энергетический уровень мощности.

Способ выполнения ремонтных работ на энергоблоке атомной станции с канальным реактором, включающий проверку, ремонт и регулировку технологических систем, системы управления и защиты реактора, систему аварийного охлаждения реактора, системы локализации аварий и системы защиты от превышения давления, отличающийся тем, что ремонтные работы выполняют на остановленном реакторе в течение 4÷6 суток, при сохранении рабочих параметров давления 5÷7 МПа в контуре многократной принудительной циркуляции реактора.