14 января 2006
Р.Прасад 04 января 2006 года первый энергоблок АЭС «Мадрас» в Калпаккаме достиг критичности после долгого перерыва. Возраст блока «Мадрас-1» – пятого индийского атомного энергоблока – насчитывает сейчас уже 22 с лишним лет. Впервые он был подключён к энергосети 23 июля 1983 года. Повторный пуск «Мадраса-1» стал возможен благодаря замене некоторых важных компонентов первого контура на новое и более надёжное оборудование. После проведения замен, срок жизни блока с тяжёловодным реактором PHWR мощностью 220 МВт (эл.) будет продлён на 25-30 лет. На энергоблоке «Мадрас-1» установлен реактор PHWR-170, а на энергоблоке «Мадрас-2» – реактор PHWR-220. (Говоря точнее, на «Мадрасе-1» исходно также был поставлен реактор PHWR-220, однако из-за проблем с подводом замедлителя (о чём говорится далее в статье) его мощность была снижена до 170 МВт (по другим данным, до 175). После продления эксплуатации «Мадраса-1», его мощность будет доведена до номинального значения. – IranAtom.Ru) В 2003 году «Мадрас-1» был остановлен, а в конце 2004 года на нём начались работы по замене оборудования. Атомщикам удалось завершить их в годичный срок. Подобная операция проводилась ранее на блоке «Мадрас-2», где на всю процедуру потребовалось полтора года (завершена в июле 2003 года). Продление эксплуатации энергоблоков АЭС даёт двойной выигрыш – как в денежном, так и во временном выражениях. «Мы можем заменить важнейшее оборудование, потратив при этом всего лишь одну десятую от тех сумм, что потребовались бы при выпуске оборудования для всего блока. Ещё важнее, что мы способны продлить эксплуатацию энергоблока по цене одна пятая от стоимости строительства нового блока той же мощности», – говорит С.Кришнамурти, директор АЭС «Мадрас». Как показывает практика, строительство новых атомных блоков в Индии обходится в 5,5 кроров рупий (55 миллионов рупий) за мегаватт, при условии пятилетнего графика строительства. Стоит отметить, что если время сооружения нового блока в лучшем случае составляет 5 лет, то замена и модернизация основных компонентов «Мадраса-1» потребовала чуть более одного года (14 месяцев, если быть точными). Подобная же операция на «Мадрасе-2» заняла 19 месяцев. Продление эксплуатации индийских тяжёловодников проходит с использованием индийских технологий. Напомним, что первыми блоками, чья жизнь была продлена, стали «Раджастан-1» и «Раджастан-2» в 1998 году. И на АЭС «Раджастан», и на АЭС «Мадрас» установлены тяжёловодные реакторы, использующие природный уран в качестве топлива и тяжёлую воду (D2O) в качестве теплоносителя и замедлителя. На двух блоках АЭС «Раджастан» в ходе работ по продлению эксплуатации было заменено по 306 каналов теплоносителя. На двух блоках АЭС «Мадрас» замене подлежали не только каналы теплоносителя, но и парогенераторы. Кроме того, на блоке «Мадрас-1» были заменены и подводящие трубки. (Активная зона реактора PHWR-220 состоит из каландра, заполненного замедлителем, через который проходит 306 каналов теплоносителя, в которые загружаются топливные кассеты. В свою очередь, каналы теплоносителя конструктивно размещены в трубках каландра. – IranAtom.Ru) «Замена подводящих трубок была выполнена впервые в мире», – с гордостью отмечает С.Кришнамурти. «Хотя мы не наблюдали утоньшения этих трубок на «Мадрасе-1», мы знаем, что такой эффект проявляется на других блоках. Таким образом, мы приняли решение заменить трубки в качестве профилактической меры». В углеродистую сталь, служащую материалом для изготовления подводящих трубок, было добавлено 0,25% хрома с целью улучшить её эрозионную стойкость и увеличить толщину трубок. 88 старых парогенераторов (ПГ) были заменены на новые ПГ, сделанные из того же материала, что и старые. «Однако мы улучшили параметры продувки. Теперь мы ожидаем, что ПГ прослужат нам дольше, чем предыдущие», – сказал С.Кришнамурти. Улучшение параметров продувки приведёт к снижению накопления в ПГ примесей. Новый материал был использован при производстве каналов теплоносителя. Вместо циркалоя, индийские атомщики выбрали цирконий-ниобиевый сплав с содержанием ниобия 2,5%. Для этого у них были весомые причины. Циркалой обладает способностью извлекать водород из теплоносителя и формировать гидридные соединения. «Наводораживание приводит к охрупчиванию конструкционных материалов с последующим возникновением дефектов», – поясняет С.Кришнамурти. Иными словами, захват водорода грозит появлением трещин у каналов со всеми вытекающими последствиями. (Циркалой – разработанный американскими атомщиками конструкционный сплав циркония с определёнными добавками (1,5% олова для сплава Циркалой-2). Цирконий-ниобиевые сплавы характерны для советской/российской школы реакторостроения. Сплав циркония с 2,5% ниобия примерно соответствует российскому сплаву Э-125. – IranAtom.Ru) Как мы уже упомянули, циркалой в старых тяжёловодниках имеет тенденцию к наводораживанию. Между тем, в реакторах PHWR существует ещё одна проблема с каналами теплоносителя. Пружины, отделяющие каналы теплоносителя от трубок каландра, периодически сдвигаются с мест своей установки из-за вибраций, вызываемых прокачкой тяжёлой воды через каналы теплоносителя. Сдвиг пружин приводит к появлению прогиба у каналов теплоносителя. В некоторых случаях, они могут касаться холодных трубок каландра, а это приводит к локальному понижению температуры стенок каналов теплоносителя и формированию так называемых «холодных пятен». «Эти холодные пятна выступают как ускоряющий механизм для образования гидридов. Правда, мы пока ещё не обнаружили ни одной трещины у трубок каландра», – сказал С.Кришнамурти. Применение цирконий-ниобиевого сплава вместо циркалоя позволяет добиться большей прочности и стойкости к наводораживанию. Иными словами, Zr-Nb сплавы обеспечивают больший срок жизни каналов, чем циркалой. Следующим шагом в совершенствовании реакторов PHWR, предпринятым в ходе продления эксплуатации блоков АЭС «Мадрас», стало увеличение числа пружин между каналами теплоносителя и трубками каландра. «Мы разместили по четыре пружины вместо прежних двух. Пружины теперь плотно подогнаны друг к другу, и сместить их с места стало не так просто, как раньше», – доволен С.Кришнамурти. Для блока «Мадрас-1» атомщики разработали и усовершенствованный метод подвода замедлителя (тяжёлой воды) к каландру. Подвод замедлителя был пересмотрен в начале 90-ых годов, что привело к вынужденному снижению мощности блока с 220 до 175 МВт (эл.). (По другим данным, до 170 МВт. – IranAtom.Ru) «Теперь, благодаря новым проектным решениям, мощность первого энергоблока вновь станет номинальной (220 МВт) после его планируемого подключения к энергосети», – сообщил С.Кришнамурти. «Инженеры АЭС «Мадрас» провели великолепную работу по увеличению степени автоматизации на станции. Это гарантирует значительное снижение коллективной мощности дозы для персонала. Кроме этого, все работы теперь выполняются быстрее», – комментирует председатель и исполнительный директор Ядерно-энергетической корпорации Индии (NPCIL) С.К.Джейн. Успешное продление эксплуатации четырёх энергоблоков на АЭС «Раджастан» и «Мадрас» пошло на пользу репутации NPCIL, считает С.К.Джейн. «Это придало нам уверенности в том, что мы сможем справиться и с грядущей задачей по выводу блоков с реакторами PHWR из эксплуатации, который начнётся через 20-25 лет, так как мы уже смогли заменить важнейшие компоненты за разумные сроки и с разумными затратами», – говорит атомщик. Следующим на очереди для продления сроков жизни стоит энергоблок «Нарора-1», подключённый к энергосети 29 июля 1989 года. «Мы уже остановили этот блок 4-5 недель назад, так как он выработал установленный срок для эксплуатации каналов теплоносителя», – отметил С.К.Джейн. Конструкция парогенераторов, установленных на АЭС «Нарора», отличается от конструкции аналогичных устройств на АЭС «Мадрас». Поэтому на «Нароре» атомщики ограничатся заменой 306 каналов теплоносителя и 612 подводящих трубок. «Нашей конечной целью на «Нароре-1» является достичь 100% -ного уровня автоматизации и завершить работы по продлению эксплуатации менее, чем за год – например, за 10 месяцев», – говорит С.К.Джейн. Это поистине амбициозная задача – но успешность действий NPCIL на других энергоблоках доказывает, что корпорации она вполне по зубам. Сроки пусков индийских атомных энергоблоков (приводится дата подключения к энергосети) «Тарапур-1» (BWR-160) – 01.04.1969 «Тарапур-2» (BWR-160) – 05.05.1969 «Раджастан-1» (PHWR-100) – 30.11.1972 «Раджастан-2» (PHWR-200) – 01.11.1980 «Мадрас-1» (PHWR-170) – 23.07.1983 «Мадрас-2» (PHWR-220) – 20.09.1985 «Нарора-1» (PHWR-220) – 29.07.1989 «Нарора-2» (PHWR-220) – 05.01.1992 «Какрапар-1» (PHWR-220) – 24.11.1992 «Какрапар-2» (PHWR-220) – 04.03.1995 «Кайга-2» (PHWR-220) – 02.12.1999 «Раджастан-3» (PHWR-200) – 10.03.2000 «Кайга-1» (PHWR-220) – 12.10.2000 «Раджастан-4» (PHWR-200) – 17.11.2000 «Тарапур-4» (PHWR-540) – 04.06.2005 Строящиеся блоки (приводится ориентировочная дата начала эксплуатации) «Тарапур-3» (PHWR-540) – январь 2007 «Кайга-3» (PHWR-220) – март 2007 «Кайга-4» (PHWR-220) – сентябрь 2007 «Куданкулам-1» (ВВЭР-1000) – декабрь 2007 «Раджастан-5» (PHWR-220) – февраль 2008 «Раджастан-6» (PHWR-220) – февраль 2008 «Куданкулам-2» (ВВЭР-1000) – декабрь 2008 «Мадрас-3» (PFBR-500) – сентябрь 2010.
Источник:
«The Hindu»
Поделиться:
Комментарии
Только зарегистрированные пользователи могут оставлять комментарий