Ленинградская АЭС, г.Сосновый Бор, Россия

Одним из важнейших факторов, обеспечивающих безопасную работу генератора с водородно-водяным охлаждением типа ТВВ-500-2 является герметичность обмоток статора генератора, которая зависит от наличия термических дефектов. Причиной термических дефектов является ухудшение протока дистиллята при длительной эксплуатации генератора, вследствие образования продуктов коррозии меди и отложения их на внутренних поверхностях проводников.

Одной из причин данного процесса является нарушение водно-химического режима системы водяного охлаждения обмоток статора. По существующей технологии на АЭС с РБМК для заполнения и подпитки системы охлаждения обмоток статора генератора (ОСГ) используется химически обессоленная вода, которая содержит растворенный кислород 8-10 мг/дм³ и углекислый газ воздуха. В реальных условиях работы турбогенераторов на Ленинградской АЭС было установлено, что скорость коррозии меди увеличивается с ростом концентрации кислорода в воде контура охлаждения ОСГ. Удаление газов растворенных в воде контура охлаждения ОСГ (кислород, водород, частично углекислый газ) производится путем вакуумирования циркуляционного бака через трубопровод Ду10 в конденсаторы турбины. Опыт эксплуатации показал, что данный способ дегазации является не эффективным, о чем свидетельствует высокая концентрация кислорода в воде контура охлаждения ОСГ 2,5 – 3,0 мг/дм³. Концентрация меди составляет - 60 – 90 мкг/дм³, что свидетельствует об интенсивной коррозии медных проводников.

Подпитка контура химически обессоленной водой, насыщенной воздухом, приводит к росту концентрации кислорода и углекислоты в воде контура охлаждения ОСГ и, как следствие – к увеличению концентрации меди, превышая установленное нормативное значение 100 мкг/дм³.

Для решения данных проблем на Ленинградской АЭС было принято решение:
- подпитку контура охлаждения ОСГ производить водой после фильтров смешанного действия (ФСД) конденсатоочисток турбогенераторов;

- отключить циркуляционный бак от вакуумной части конденсатора турбины организовав непрерывную его продувку азотом высокой чистоты (не менее 99,8% об.).

Качество воды после фильтров смешанного действия конденсатоочисток выше, чем у химобессоленной воды, так содержание кислорода не превышает 50 мкг/дм³, углекислота отсутствует, электрическая проводимость не превышает 0,1 мкСм/см.

Продувка газовой полости циркуляционного бака азотом высокой чистоты способствует еще более глубокой дегазации воды контура.

В результате реализации данного технического решения концентрация кислорода в воде контура охлаждения ОСГ снизилась до 5 - 15 мкг/дм³, концентрация меди не стала превышать 10 мкг/дм³.

Наряду с решением проблемы поддержания ВХР контура ОСГ, отказ от вакуумирования циркуляционного бака через конденсаторы турбины позволил сократить время пуска турбоагрегата.

Данное техническое решение позволяет:

- уменьшить скорость коррозии медных проводников и тем самым снизить степень повреждения обмоток статоров генераторов связанные с термическими дефектами;

-.исключить дополнительные операции связанные с переводом генератора с водорода на азот и далее на воздух и, как следствие, исключить потери по выработке электроэнергии. 

БЕЗОПАСНЫЙ ВЫВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ БЛОКОВ 1,2
НОВОВОРОНЕЖСКОЙ АЭС

А.П. Щукин,

ОАО «Концерн Росэнергоатом» «Опытно-демонстрационный инженерный центр
по выводу из эксплуатации», г. Нововоронеж, Россия

Впечатляющий опыт развития атомной энергетики показывает, что наряду с эксплуатацией действующих энергоблоков и строительством замещающих мощностей, одним из важнейших и одновременно необходимых условий дальнейшего масштабного развития атомной энергетики внутри страны, а также усиления позиций России на внешнем рынке в сфере атомных технологий, является комплексное решение проблем безопасного вывода из эксплуатации (ВЭ) ядерных и радиационно-опасных объектов (ЯРОО).

Масштабные проекты, проводимые на базе остановленных в конце 80-х годов прошлого века 1, 2 блоков Нововоронежской АЭС, носят инновационный характер и направлены на обеспечение безопасности работ на заключительном этапе жизненного цикла блока АЭС.

Впервые в отечественной практике решались вопросы подготовки к выводу из эксплуатации энергоблоков №1 и №2, перевода их в ядерно-безопасное состояние, отработки технологий дезактивации и демонтажа оборудования, обращения с РАО и ОЯТ, разработки программных и методических документов. В процесс выполнения этих работ и были сформулированы основные принципы, разработана методология подготовки к выводу и, собственно, сам вывод из эксплуатации блоков АЭС. Весь этот уникальный опыт был положен в основу той нормативной базы, которая сейчас активно используется надзорными органами и ОАО «Концерн Росэнергоатом» при подготовке к выводу и самой процедуре вывода из эксплуатации энергоблоков.

Специалистами НВАЭС, а ныне и «Опытно-демонстрационного инженерного центра по выводу из эксплуатации» (ОДИЦ), накоплен востребованный опыт в области вывода энергоблоков из эксплуатации, применения нетривиальных технологических решений в области обращения с ОЯТ и радиоактивными отходами, многолетний опыт координации деятельности научных, проектных и конструкторских организаций, таких как: ВНИИАЭС, Гидропресс, ВНИПИЭТ, НИКИМТ, НТЦ АТР, РНЦ «Курчатовский институт», Атомэнергопроект, Воронежский государственный университет и др. в указанных областях деятельности и проведении уникальных полномасштабных экспериментов на реальных энергоблоках АЭС, результаты исследований которых легли в основу обоснования расчетов по продлению срока эксплуатации корпусов реакторов энергоблоков № 3 и № 4 Нововоронежской АЭС.

Приобретен первый в истории атомной отрасли опыт учета общественного мнения при развертывании масштабных работ по ВЭ (в 2010 - 2011 гг. успешно организованы и проведены общественные слушания и общественные обсуждения материалов обоснования лицензии и проекта вывода из эксплуатации блоков 1,2 НВАЭС).