Реакторного оборудования

конструкционных материалов углеродистых сталей (Л. 25, 27]. Основной проблемой, возникающей при, использовании органических теплоносителей в ядерных энергетических установках, является разложение этих веществ под действием реакторного облучения с образованием газообразных, дизкокипящих и высококипящих продуктов разложения. Накопление высококипящих продуктов разложения в теплоносителе способствует образованию нерастворимых соединений, выпадающих в виде пленок на тепловыделяющих поверхностях. Для очистки теплоносителя от продуктов разложения к циркуля-

В свое время перспектива создания атомных электростанций с органическими теплоносителями потребовала, наряду с решением многих прикладных задач, постановки и проведения экспериментальных работ ,по исследованию теплофизических свойств органических теплоносителей, как исходных, так и частично разложившихся под действием реакторного облучения. Несмотря на ярко выраженную прикладную направленность подобных исследований, они явились стимулом к изучению широкого класса органических соединений. Так,

74. Изменение теплофизических свойств моноизолропилдифенила под действием реакторного облучения.—«Теплоэнергетика», 19©5„ № 8.

Естественно, в реальных условиях закономерности окисления сложнее, чем описанные выше результаты лабораторных исследований. Это объясняется тем, что окисление происходит в поле излучения и при невысокой концентрации окислителя. В настоящей главе рассмотрены основные закономерности окисления в приближении к рабочим условиям: при снижении концентрации окислителя до значения, соответствующего рабочим условиям; учете влияния предварительного облучения образцов графита; наличии -у°блучения в процессе окисления; воздействии реакторного облучения на газовую среду; испытаниях в петлевом канале реактора.

Влияние реакторного облучения на реакции окисления графита в работах [124, 219] изучали на небольших образцах, пригодных для исследования с помощью электронного микроскопа.

Исследования окисления графита в атмосфере воздуха при низкой температуре (да 300° С) и воздействии реакторного облучения показали [233], что реакция идет как на поверхности графита, так и внутри пор и окисление зависит от скорости газового потока. Зависимость от времени общей потери массы в процессе окисления при 350 и 400° С предварительно облученных в реакторе образцов и образцов необлученных иллюстрирует рис. 5.2 [200]. Различие скоростей окисления облученного и не-

122. Правдюк Н. Ф., Иванов А. Н., Дубровин К. П. Влияние реакторного облучения на термопарные материалы.— «Атомная энергия», 1968, т. 25, с. 233.

Испытания образцов из стали Х18Н10 в условиях реакторного облучения i[1.26] в течение 980 час (потоки тепловых нейтронов 1,5-1012 т.н/см2-сек, быстрых нейтронов 1,5-1011 б.н/см2-сек; мощность дозы -у-излучения 3-Ю3 р/сек) показали практическое отсутствие влияния облучения на коррозию.

1.26. Сухотин А. М., ФедюТнин Е. Е., Матушкин В. А. Кинетика коррозии стали X18HJOT в N2C>4 при высокой температуре и давлении в условиях реакторного облучения.. В сб. «Диссоциирующие газы как теплоносители и рабочие тела энергетических установок». Минск, «Наука и техника», 1973.

Интенсивное развитие атомной энергетики сделало весьма актуальной проблему радиационной стойкости реакторных материалов. Многочисленные исследования, проведенные в этой области, дают возможность оценить роль основных факторов, ответственных за радиационное повреждение топливных и конструкционных материалов в условиях реакторного облучения. Результаты подобных исследований имеют важное прикладное значение, поскольку позволяют прогнозировать поведение материалов при разработке новых, с экономической точки зрения более выгодных, типов реакторов. Вопросы прогнозирования поведения материалов стоят особо остро при разработке и освоении реакторов на быстрых нейтронах из-за ограниченной базы для испытания материалов таких реакторов и громадного экономического ущерба, связанного с недостаточной радиационной стойкостью материалов в рабочих условиях. Это обстоятельство в свою очередь стимулирует дальнейшее развитие исследований в области физики радиационных повреждений, направленных на детальное изучение основных физических процессов, которые вызваны действием интенсивного облучения на материалы.

Будут разработаны методы имитации и прогнозирования свойств материалов при высоких флюенсах (~2-102' -т- 5-1023 бн/см2) и имитаторы реакторного облучения

Фирмой «Галф дженерал атомик» разработан известный проект прототипа реактора БГР электрической мощностью 300 МВт и проект промышленного реактора-размножителя БГР электрической мощностью -~ 1000 МВт. Оба проекта основываются на многих инженерных решениях, которые осуществлены в прототипе реактора ВГР в США в Форт-Сент-Врейне (HTGR-330), в частности, на интегральной компоновке реакторного оборудования в корпусе из предварительно напряженного железобетона.

сификации. Это часто приводит к произвольному и неоправданному объединению в одну группу показатачей, характеризующих различные механизмы отказов. Пример неудачной, на наш взгляд, классификации причин отказов колонного и реакторного оборудования приведен в [21], где причины внезапных отказов распределяются на шесть категорий:

Конечно, приведенная выше классификация причин отказов колонного и реакторного оборудования в определенном аспекте полезна. Она наглядно характеризует надежность аппарата на стадиях его жизненного цикла и достаточно четко определяет ответственность каждого этапа-проектирования, изготовления, монтажа и эксплуатации- за снижение надежности колонны. Это позволяет наметить стратегию обеспечения и поддержания высокой работоспособности аппарата. Однако разработка конкретных мероприятий, решающих эту задачу, требует иного подхода.

Достоверность и значимость статистической информации об отказах и неисправностях любого технического объекта, в том числе колонного оборудования, во-многом определяется принципами классификации причин, вызывающих нарушение нормального функционирования объекта. К сожалению, к настоящему моменту нет общепризнанных и общепринятых критериев, которые могут быть положены в основу такой классификации. Это часто приводит к произвольному и неоправданному объединению в одну группу показателей, характеризующих различные механизмы отказов. Пример неудачной, на наш взгляд, классификации причин отказов колонного и реакторного оборудования показан на рис. 1.1

Рис. 1.1. Причины внезапных отказов колонного и реакторного оборудования (1- нарушение правил эксплуатации, 2-коррозионный износ, 3- брак ревизии, 4- брак ремонта, 5- брак завода-изготовителя, 6- недоработки проекта)

Конечно, приведенная выше классификация, причин отказов колонного и реакторного оборудования в определенном аспекте полезна. Она наглядно характеризует надежность аппарата на стадиях его жизненного цикла и достаточно четко определяет ответственность каждого этапа- проектирования, изготовления, монтажа и эксплуатации- за снижение надежности колонны. Это позволяет наметить стратегию обеспечения и поддержания высокой работоспособности аппарата. Однако разработка конкретных мероприятий, решающих эту задачу, требует иного подхода.

В соответствии с «Основными направлениями развития народного хозяйства СССР на 1976—1980 годы» особое внимание обращалось на развитие заводов атомного машиностроения. Продолжалась реконструкция Ижорского завода имени А. А. Жданова, который является поставщиком реакторного оборудования для АЭС, осуществлено строительство первой очереди завода «Атоммаш», расширялся Харьковский турбинный завод имени С. М. Кирова, построен корпус теплообмен-ного оборудования на Таганрогском заводе «Красный котельщик», а также наращивалась производственная мощность на других заводах.

Второй блок АЭС «Три-Майл-Айленд», на котором произошла авария, был введен в эксплуатацию в мае 1978 г., причем уже в начале эксплуатации наблюдались неполадки в работе блока. Однако владелец АЭС — Энергетическая компания Метрополитен Эдисон — пренебрегла этим. Кроме того, имеются сведения о большом количестве (сотнях) ежегодных отказов оборудования на АЭС США, причем некоторые из них были на грани аварии. Специалисты США связывают эти неполадки с низким качеством изготовления и монтажа реакторного оборудования, а также с недостаточной квалификацией персонала и недостаточным вниманием владельцев АЭС к вопросам безопасной работы. После аварии на «Три-Майл-Айленд» этим вопросам уделялось все большее внимание.

Возникающие при этом задачи вытекают из рассмотрения состояния и перспектив развития атомной энергетики [3—16] с учетом перераспреде-. ления в структуре энергетических ресурсов при интенсивном возрастании (в 1,5—2 раза) объема выработки электроэнергии на АЭС в течение ближайших десятилетий. Увеличение мощности и выработки электрической энергии на АЭС неразрывно связано с увеличением единичной мощности ВВЭР и всего реакторного оборудования. Мощности промышленных ВВЭР, созданных в СССР, увеличивались последовательно от 70 до 210, 365 и 440 МВт с освоением с 1980 г. реакторов типа ВВЭР-1000 [9].

При оценке капиталовложений на установки по сопоставляемым схемам АЭС при одинаковых реакторах и других элементах реакторного оборудования изменение стоимости учитывалось путем сопоставления основных элементов оборудования ртутного и водяного контуров. Расчеты выявили значительные экономические преимущества бинарной установки. По сравнению с трех-контурной схемой (с промежуточным натриевым контуром) снижение себестоимости электроэнергии достигает 10%.

Длительная выдержка энергоблока в безопасном состоянии — это содержание его в радиацион-но-безопасном состоянии для персонала, населения и окружающей среды, когда на реакторном и другом радиоактивно загрязненном оборудовании не ведутся демонтажные работы. Цель длительной выдержки — снизить стоимость работ по демонтажу реакторного оборудования в результате снижения активности конструкционных материалов вследствие естественного распада радионуклидов.

Длительная выдержка энергоблока в безопасном состоянии — это содержание его в радиацион-но-безопасном состоянии для персонала, населения и окружающей среды, когда на реакторном и другом радиоактивно загрязненном оборудовании не ведутся демонтажные работы. Цель длительной выдержки — снизить стоимость работ по демонтажу реакторного оборудования в результате снижения активности конструкционных материалов вследствие естественного распада радионуклидов.