Продление срока службы энергоблока с реактором БН-600

Продление срока службы энергоблока с реактором БН-600

Предыстория вопроса

Назначенный в проектах первых поколений АЭС Советского Союза и России 30 летний срок их эксплуатации был определен в 50-60 годах прошлого века и отражал, во-первых, некоторый консерватизм принятой расчетной базы его обоснования, когда отсутствовали фактические эксплуатационные данные по износу оборудования атомных станций и, во-вторых, экономические аспекты, предусматривающие необходимость возмещения затрат на сооружение и эксплуатацию АЭС, наработку нормативного объема прибыли и формирование финансовых резервов для последующего вывода АЭС из эксплуатации.
Последующий накопленный положительный опыт эксплуатации отечественных и зарубежных АЭС предоставил необходимую базу для обоснования технической возможности пересмотра ранее назначенных сроков службы энергоблоков. Сопоставление затрат на продление срока эксплуатации действующих АЭС с вложениями на сооружение новых генерирующих мощностей показало несомненную экономическую эффективность и привлекательность вложения финансовых средств в продление срока эксплуатации действующих АЭС.
Как следствие, перспективные программы развития атомной отрасли России предусмотрели продление срока эксплуатации действующих АЭС как одну из наиболее важных тенденций современного этапа развития атомной энергетики.
Кроме того, применительно к энергоблоку №3 Белоярской АЭС с реактором БН 600 особая важность продления его срока эксплуатации (ПСЭ) объяснялась тем обстоятельством, что этот энергоблок являлся единственным действующим на площадке Белоярской АЭС. На рубеже 1990-2000 гг. вопрос расширения площадки новыми энергоблоками еще не был решен и, соответственно, ПСЭ энергоблока №3 позволило бы сохранить площадку с действующим источником генерируемой мощности 600 МВт.
Работы по ПСЭ энергоблока №3 были начаты заблаговременно, в 1997 г., т.е. за 13 лет до окончания первоначально назначенного проектом срока его эксплуатации.
Условно работы по ПСЭ можно разделить на два основных этапа:
- первый – подготовительный, продолжительность ок. 8 лет в период 1997-2005 гг.;
- второй – реализация предусмотренных мероприятий по ПСЭ, продолжительность ок. 5 лет в период 2005-2010 гг.


Подготовительные работы

Необходимость указанного выше столь раннего начала работ заключалась в уникальности реактора БН-600 и оборудования первого и второго натриевых контуров и, как следствие, невозможности использования опыта других АЭС, большего объема необходимых исследований и обоснований.
Работы были начаты в условиях отсутствия нормативной базы по проблематике ПСЭ.
Эвристически, в качестве ориентира было принято продление срока эксплуатации энергоблока на дополнительные 10 лет. Работы были развернуты по следующим основным направлениям:
- анализ ресурсных характеристик систем и элементов энергоблока, зданий и сооружений с выделением критических элементов, которые собственно и будут определять ресурс энергоблока;
- предварительная оценка остаточного ресурса основных критических незаменяемых элементов металлоконструкций реактора.
В 2000-2001 гг. на федеральном и отраслевом уровнях была сформирована нормативно-методическая база, определяющая требования к продлению срока службы АЭС, которая в целом подтвердила правильность первоначально выбранного Белоярской АЭС направления, но потребовала переориентировать начатые работы на возможность ПСЭ энергоблока №3 не менее, чем на дополнительные 15 лет.
Согласно нормативным требованиям основная цель первого подготовительного этапа заключалась в следующем - показать техническую возможность и экономическую целесообразность ПСЭ энергоблока, выполнив следующий комплекс работ:
- подтверждение самой принципиальной возможности ПСЭ по состоянию основных критических незаменяемых элементов металлоконструкций реактора;
- комплексное обследование энергоблока с уточнением ресурсных характеристик остальных элементов энергоблока;
- анализ текущего уровня безопасности энергоблока;
- анализ экономической эффективности и целесообразности ПСЭ.

рис. 3 Резервный пункт управления

Очевидно, что в первую очередь было необходимо оценить состояние основных критических незаменяемых элементов металлоконструкций реактора. Ответ на этот вопрос определяет саму принципиальную возможность ПСЭ энергоблока и целесообразность продолжения работ по другим направлениям. С этой целью Главным конструктором реакторной установки (ОКБМ) были проведены прогнозные оценки напряженно-деформированного состояния и сопротивления термомеханической усталости "критических" элементов (корпус реактора; напорная камера; отражатель нейтронов; опорный пояс; коллекторы; блок напорного трубопровода; опора теплообменников; трубы защиты с графитом в районе перелива), которые показали принципиальную возможность продления эксплуатации реакторной установки БН-600 до 40 лет и сохранение работоспособности элементов установки при продлении срока эксплуатации РУ до 45 лет при сохранении штатных режимов работы реактора и проведении необходимых работ по техобслуживанию и ремонту.
В то же время, прогнозные оценки были выполнены с учетом механических характеристик конструкционных материалов на базе 30 лет – по предельным значениям, имевшимся в нормативной документации. Соответственно, для получения более достоверных результатов расчета остаточного ресурса элементов реактора, а также оборудования первого и второго контуров, было признано необходимым при подготовке к ПСЭ провести комплекс металловедческих работ по определению служебных характеристик металла на базе вплоть до 45 лет.
Комиссионное комплексное обследование состояния элементов энергоблока, зданий и сооружений потребовало два года (2003-05 гг.) напряженных усилий как персонала станции, так и привлеченных специализированных организаций. Было обследовано 75,5 тысяч элементов, представляющих номенклатуру из 1,2 тысячи позиций. Необходимо отметить, что обследовались не только элементы, важные для безопасности энергоблока как ядерного объекта, но и вспомогательные общеэнергетические элементы, поскольку работоспособность их обеспечивала бы возможность дальнейшего функционирования энергоблока как источника электрической и тепловой энергии. Кроме того, была отдельно проанализирована и обоснована возможность безопасного обращения с радиоактивными отходами и возможность обеспечения временного хранения отработавшего ядерного топлива и его вывоза с площадки АЭС в период дополнительного на 15 лет срока эксплуатации. Результаты комплексного обследования показали, что для подавляющего большинства элементов энергоблока (в основном это элементы КИП, электротехнического и ряда тепломеханического оборудования) их необходимое техническое состояние полностью обеспечивается за счет реализованной на Белоярской АЭС стратегии технического обслуживания и ремонта (ТОиР). В то же время полученные результаты позволили обоснованно сформировать номенклатуру элементов, для которых:
- по физическому состоянию необходима их замена для обеспечения возможности дальнейшей эксплуатации энергоблока на дополнительный срок (20 позиций с общим количеством заменяемых элементов ~1164 единиц);
- необходимо проведение дополнительных исследований и обоснований возможности дальнейшей эксплуатации (основной и страховочный корпуса реактора, его внутрикорпусные элементы, а также элементы энергоблока по 131 позиции). Указанный объем дополнительных исследований с уровнем утверждения обосновывающей ПСЭ документации был рассмотрен и одобрен Ростехнадзором.

рис. 4 Повышение сейсмостойкости – модернизация опорно-подвесной системы

В рамках оценки текущего уровня безопасности было проанализировано соответствие энергоблока требованиям всех действовавших на тот период (вплоть до 2005 г.) 164 нормативных документов Ростехнадзора, регламентировавших вопросы обеспечения безопасности при эксплуатации АЭС. При этом не просто констатировалось наличие тех или иных отступлений, но, согласно современным требованиям, выявленные отступления были проклассифицированы с точки зрения их влияния на безопасность и, по результатам обобщения однотипных последствий, сформулированы следующие проблемы безопасности:
- отсутствие на энергоблоке требуемых правилами резервного пункта управления (РПУ) и второго комплекта аппаратуры аварийной защиты (АЗ2К);
- необходимость повышения надежности системы теплоотвода от реактора;
- отсутствовало расчетное подтверждение возможности выполнения системами и элементами, важными для безопасности, своих функций при землетрясении интенсивностью выше проектного землетрясения (ПЗ);
- необходимость оснащения энергоблока рядом дополнительных технических средств с целью ослабления возможных последствий наиболее тяжелых запроектных аварий.
Отсутствие РПУ и АЗ2К с учетом уже реализованных на тот момент на энергоблоке компенсирующих мероприятий имели невысокую - 1-2 категории значимости с точки зрения их влияния на безопасность. Тем не менее, было признано целесообразным при подготовке энергоблока к ПСЭ предусмотреть оснащение его РПУ и АЗ2К.
 Потенциально более высокую - 3 категорию значимости - имели проблемы повышения надежности отвода тепла от реактора и управляемости при запроектных авариях, обеспечения сейсмостойкости.
Необходимо отметить, что в этот период был выполнен весьма значимый этап - методами микросейсморайонирования были установлены параметры землетрясений, присущих площадке энергоблока №3 Белоярской АЭС – ПЗ 5 баллов с повторяемостью 1000 лет, максимально расчетное землетрясение (МРЗ) 6 баллов с повторяемостью 10 000 лет. Это был несомненно очень важный, но только первый шаг. Дальше необходимо было либо подтвердить стойкость оборудования, либо предусмотреть и реализовать технические мероприятия по повышению его сейсмостойкости.
Эффективность предусмотренных мероприятий по устранению или ослаблению последствий указанных проблем была оценена и подтверждена с применением инструментария вероятностного анализа безопасности, после чего они были предусмотрены к последующей реализации при подготовке энергоблока к ПСЭ.
Вопросы сейсмостойкости зданий и оборудования потенциально могут иметь достаточно высокую – 3 категорию значимости. Но нужно подчеркнуть, что пока это только потенциальная и максимально консервативная оценка, поскольку проводимые работы по уточнению сейсмических параметров площадки и сейсмостойкости оборудования еще не завершены.
Результаты первого, подготовительного этапа предоставили обширную базу данных, позволившие подготовить:
- программу, содержащую всю номенклатуру необходимых для ПСЭ технических мероприятий по повышению безопасности энергоблока, замене оборудования, дополнительным обследованиям, подготовке лицензионной документации;
- обоснование экономической эффективности ПСЭ, включающую перспективный анализ востребованности электроэнергии энергоблока №3 для обеспечения потребителей Свердловской энергосистемы, расчеты коммерческой, экономической (общественной) и бюджетной эффективности инвестиций. Результаты расчетов подтвердили, что проект ПСЭ энергоблока на 15 лет имеет весьма хорошие для энергетической отрасли показатели эффективности (индекс доходности, внутренняя норма доходности, срок окупаемости) – дисконтированный срок окупаемости составляет 11,5 лет.
Учитывая полученные положительные результаты подготовительного этапа эксплуатирующей организацией – концерном «Росэнергоатом», - было принято решение о целесообразности продолжения работ по ПСЭ энергоблока №3 и их полномасштабном финансировании.

рис. 5 Второй комплект аппаратуры аварийной защиты реактора

Реализация мероприятий по ПСЭ энергоблока

Реализация предусмотренных мероприятий проводилась на основании Инвестиционного проекта ПСЭ, утвержденного Росатомом, с общей стоимостью работ 2351,4 млн руб. в базовых ценах 2000 г.
 Необходимо сразу отметить, что на всем этапе подготовки энергоблока №3 к ПСЭ в полной мере была реализована концепция выполнения работ «на ходу», то есть необходимые работы выполнялись в периоды плановых остановов энергоблока на ремонт (ППР) без дополнительного простоя энергоблока.
 Работы выполнены по следующим основным направлениям:
 - повышение безопасности энергоблока, включая обоснование и повышение сейсмостойкости;
 - проведение дополнительных материаловедческих работ по уточнению служебных характеристик металла и обоснование ПСЭ незаменяемых металлоконструкций реактора на дополнительные 15 лет;
 - замена оборудования;
 - выполнение дополнительных обследований и обоснований ПСЭ для согласованного с Ростехнадзором круга элементов;
 - разработка отчета по углубленной оценке безопасности и комплекта документации, обосновывающей получение лицензии на дополнительный срок эксплуатации.
 В рамках повышения безопасности энергоблока и улучшения условий управления запроектными авариями:
- в отдельном помещении реакторного отделения создан резервный пункт управления, отделенный от блочного щита управления территориально и по схемам контроля и управления, оснащенный собственной автономной системой жизнеобеспечения персонала. В объеме создания РПУ реактор оснащен дополнительными средствами измерения температуры натрия на выходе из активной зоны с диапазоном до 1000°С – для обеспечения контроля за тепловым состоянием реактора при запроектных авариях;
- завершена модернизация первого комплекта аппаратуры аварийной защиты (устаревшая транзисторная аппаратура заменена на аппаратуру с использованием микросхем, осуществлен переход на цифровую обработку сигналов). В отдельном помещении реакторного отделения создан второй комплект аппаратуры аварийной защиты реактора по нейтронно-физическим и технологическим параметрам, схемно и территориально отделенный от первого комплекта аппаратуры защиты;
- модернизированы существующие два канала системы аварийного электроснабжения первой группы надежности (каналы разнесены территориально в различные помещения для исключения отказа по общей причине, морально устаревшие обратимые двигатель-генераторы заменены на тиристорные преобразователи). Согласно требованиям правил пропорционально количеству каналов теплоотвода (три) организован третий канал данной системы;
- проведена модернизация системы радиационного контроля с заменой технических средств на современные, увеличением объема контроля радиационных параметров и изменением структуры системы;
- выполнен предусмотренный объем работ по обоснованию сейсмостойкости зданий, сооружений и оборудования по уточненным сейсмическим параметрам площадки энергоблока №3. Расчетному исследованию и обоснованию по уточненным параметрам были подвергнуты 84 системы, включая системы 1, 2, 3 технологических контуров, электротехническое оборудование и КИП. По 25 системам расчетом обоснована их сейсмостойкость, на 59 системах выполнен рекомендованный объем дополнительных работ по повышению их сейсмостойкости (модернизация опорно-подвесной системы, раскрепление, усиление конструкций или замена ослабленных элементов, изменение трассировки трубопроводов). Таким образом, энергоблок №3 с реактором БН-600 является практически единственным действующим энергоблоком АЭС на территории России, на котором в результате реально выполненных работ сейсмостойкость обеспечивается при землетрясениях интенсивностью до 6 баллов включительно;
- проводятся работы по оснащению энергоблока дополнительной системой аварийного расхолаживания с использованием воздушного теплообменника с установленным сроком реализации - 2012 г. Система будет располагаться в центральном зале в непосредственной близости от реактора и предназначена для обеспечения расхолаживания реактора для всего спектра возможных теплоотводных аварий;
- проводятся работы по оснащению пожарной вентсистемы помещений с натриевым оборудованием системой очистки от аэрозолей натрия с использованием батарейного циклона со сроком реализации - 2011 г.

справа рис. 6 Модернизация системы радиационного контроля - автоматизированное рабочее место cменного инженера

Для уточнения служебных характеристик металла и обоснования ПСЭ незаменяемых металлоконструкций реактора потребовалось дополнительно выполнить широкий спектр работ, включивший: получение дополнительных экспериментальных данных по механическим свойствам, распуханию и трещиностойкости на основании исследований натурных элементов; подготовку базы данных по механическим и радиационным характеристикам стали Х18Н9 и ее аналогов; разработку физико-механических моделей для прогнозирования длительной прочности, пластичности и роста трещин в облученном материале; оценку изменения служебных свойств конструкционных материалов за 45 лет эксплуатации реактора. На базе полученных результатов была разработана методология расчета прочности (напряженно-деформированного состояния) элементов реакторной установки с натриевым теплоносителем, оформленная одобренным Ростехнадзором специальным руководящим документом. Выполненные в 2007 г. ОКБМ расчеты прочности незаменяемых элементов реактора БН-600 по критериям механики разрушения с учетом дефектности материалов и сварных соединений и с учетом вновь разработанной методологии расчетов прочности показали:
- по условиям нейтронного облучения существенное радиационное распухание ожидается для одного из незаменяемых элементов – подпорки, ограничивающей массив сборок активной зоны, но за 45 лет эксплуатации ожидаемое формоизменение подпорки не приведет к потере работоспособности связанного с ней оборудования: сборок активной зоны, элеваторов загрузки-выгрузки и механизма перегрузки;
- во всех «критических» элементах реактора условия прочности не нарушаются в течение 45 лет эксплуатации даже с учетом возможного зарождения и прогнозируемого развития трещин.
Полученные результаты позволили подготовить обоснование работоспособности незаменяемых элементов реактора БН-600 и решения о продлении их срока службы на дополнительные 15 лет, одобренные Ростехнадзором.
Как отмечено выше, замена физически изношенного оборудования проводилась по 20 позициям.
Наиболее финансовоемкой (~62% от общей стоимости работ по ПСЭ) явились работы по изготовлению и замене всех 72 модулей на всех трех парогенераторах (ПГ). Учитывая длительный цикл изготовления и возможность замены модулей на энергоблоке только в периоды ППР, организация работ была начата сразу - в период 2005-2006 гг. На настоящий момент весь комплект модулей изготовлен и заменен в предусмотренном объеме. Таким образом, на эксплуатацию в дополнительный период энергоблок выходит с новыми ПГ.
Кроме модулей ПГ заменено следующее основное оборудование энергоблока: рабочие колеса все трех главных циркуляционных насосов первого контура; система управления перегрузкой реактора (СУ ТТЧ-П) и система управления отмывкой отработавших ТВС (СУ ТТЧ-О); ряд питательных электронасосов (4,5,6ПЭН Б); последние ступени цилиндров низкого давления всех трех турбин (замена из-за износа последних ступеней Баумана позволила, кроме повышения надежности, увеличить электрическую мощность каждой турбины на ~3 МВт); системы возбуждения всех трех турбогенераторов (на современные тиристорные), а также ряд элементов системы выдачи электроэнергии (выключатели сети 0,4 кВ - 50 единиц и аппаратура системы электрообогрева натриевых контуров - 252 единицы); рабочие и ремонтный затворы гидроузла (3 единицы); циркуляционные насосы ЦН-3,4; все сетевые насосы системы теплоснабжения (3СНТ–А,Б,В,Г); аппаратура систем: контроля механических величин турбин (3 комплекта), антисейсмической защиты (2 комплекта), технологического КИП (677 единиц) и контроля течи парогенераторов (18 единиц).
Необходимо отметить, что для повышения безопасности энергоблока кроме реализации Инвестиционного проекта ПСЭ были использованы возможности международной помощи. По программе ТАСИС производится замена арматуры третьего пароводяного контура систем, важных для безопасности (231 единица изготовления германской фирмы «Земпелл»), а также остальных выключателей сети 0,4 кВ (257 единиц изготовления итальянского филиала «Шнайдер Электрик»). На петлях теплоотвода № 5, 6 арматура заменена, завершение на петле № 4 предусмотрено в ППР 2011 г. Завершение замены выключателей предусмотрено в 2012 г.
В соответствии с согласованным с Ростехнадзором перечнем для 131 позиции систем и элементов энергоблока с привлечением соответствующих специализированных организаций было проведено дополнительное обследование, оценка технического состояния и остаточного ресурса, расчеты на прочность. По результатам выполненных работ для всех этих систем и элементов оформлены решения о продлении их срока службы и условиях дальнейшей эксплуатации. Согласно установленной процедуры для элементов 2 класса безопасности решения были утверждены в эксплуатирующей организации, для элементов 3 класса безопасности решения были оформлены на уровне Белоярской АЭС, все решения прошли экспертизу и одобрены Уральским округом Ростехнадзора. Выданные надзорным органом предложения и замечания рекомендовано учесть и/или устранить в процессе дальнейшей эксплуатации в дополнительный период.
С учетом проводившихся на энергоблоке работ по повышению его безопасности и сейсмостойкости, модернизации систем, замене оборудования на современное, результатов дополнительных обследований с применением современных аттестованных расчетных кодов были проведены уточненные расчеты путей протекания и последствий возможных нарушений нормальной эксплуатации, проектных и запроектных аварий, а также вероятностные оценки безопасности энергоблока (вероятность повреждения активной зоны снижена до 3,5∙10-5 на реактор в год). Полученные результаты легли в основу разработанного Отчета по углубленной оценке безопасности, который совместно с комплектом обосновывающей документации (36 документов) был представлен в Ростехнадзор на экспертизу.
07.04.2010 г. Ростехнадзором выдана лицензия № ГН-03-101-2342 на эксплуатацию энергоблока №3 Белоярской АЭС на мощности реактора вплоть до разрешенной, номинальной со сроком действия лицензии до 31.03.2020 г.
Предложения и замечания, сформулированные по результатам экспертизы, не содержат факторов, препятствующих эксплуатации энергоблока и рекомендованы для учета и/или устранения в процессе дальнейшей эксплуатации энергоблока в дополнительный период.
Поскольку для элементов энергоблока оформлен новый назначенный ресурс до 2025 г., имеется возможность последующего продления лицензии еще на 5 лет.

слева рис. 7 Комплект документов для получения лицензии на дальнейшую эксплуатацию энергоблока №3 Белоярской АЭС

Заключение

Продление срока эксплуатации действующих энергоблоков АЭС является одной из важных тенденций современного этапа развития атомной энергетики и наиболее эффективным направлением вложения финансовых средств для сохранения генерирующих мощностей.
В результате проведенного большого объема работ по анализу состояния незаменяемого оборудования энергоблока №3 Белоярской АЭС, а также оценки технической возможности, безопасности и экономической целесообразности была определена принципиальная возможность ПСЭ энергоблока и реализованы мероприятия по повышению безопасности энергоблока, замене и продлению ресурса его оборудования, при этом:
- на всем этапе подготовки энергоблока к ПСЭ была реализована концепция выполнения работ «на ходу» - в периоды плановых остановов энергоблока на ремонт без его дополнительных простоев;
- реализация предусмотренных мероприятий проводилась без превышения общей стоимости работ, определенной в Инвестиционном проекте, и, соответственно, без увеличения срока их окупаемости.
Энергоблок №3 Белоярской АЭС был приведен к соответствию требованиям действующих в атомной энергетике норм и правил, выдана лицензия на его эксплуатацию в дополнительный период.

Александр Завалишен, Сергей Ким, Владимир Мальцев (Белоярская АЭС)
На первой фотографии: модернизация последних ступеней цилиндров низкого давления турбин

Ссылки по теме:
Малые АЭС... да удалые
Российский атом за рубежом
Атомный юбиляр