УДК 621.311
Повышение надежности реакторных установок
Таранов Андрей Александрович
Балаковский инженерно-технологический институт — филиал федерального государственного автономного образовательного учреждения высшего образования «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» г. Балаково
andrey_taranow00@mail.ru
Фролова Марина Александровна
Балаковский инженерно-технологический институт — филиал федерального государственного автономного образовательного учреждения высшего образования «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» г. Балаково
MAFrolova@mephi.ru
В статье рассматривается методы оценки показателей надежности реакторных установок, пути повышения надежности работы атомных станций. Приведены результаты расчетов вероятности безотказной работы топливной матрицы и ТВЭЛов при 12- и 18-месячном топливных циклах.
Ключевые слова: топливная матрица, ТВЭЛ, надежность, топливный цикл, вероятность безотказной работы.
Improving the reliability of reactor plants
Andrey Taranov
Balakovo Institute of engineering and technology-branch of the Federal state Autonomous educational institution of higher education "national research nuclear University "MEPhI" in Balakovo
andrey_taranow00@mail.ru
Frolova Marina Aleksandrovna
Balakovo Institute of engineering and technology-branch of the Federal state Autonomous educational institution of higher education "national research nuclear University "MEPhI" in Balakovo
MAFrolova@mephi.ru
The article discusses methods for evaluating the reliability of reactor installations and ways to improve the reliability of nuclear power plants. The results of calculations of the probability of failure-free operation of the fuel matrix and fuel Rods for 12-and 18-month fuel cycles are presented.
Keywords: fuel matrix, fuel rod, reliability, fuel cycle, probability of failure-free operation.
В настоящее время многие объекты ядерно-энергетического комплекса выработали свой ресурс или подошли к границе назначенного срока эксплуатации. Продление сроков эксплуатации энергоблоков АЭС после их модернизации и повышения безопасности — общемировая практика. Для определения степени безопасности эксплуатации реакторных установок по истечении назначенного срока проводится оценка реального состояния объекта. Порядок оценки определен Приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору [1]. Большое внимание при этом уделяется надежности элементов реакторных установок.
Надежность реакторных установок определяется как их способность вырабатывать энергию в заданных режимах эксплуатации [2].
Для оценки показателей надежности атомных станций, энергоблоков, систем и оборудования используют статистический и расчетно-экспериментальный методы. При наличии экспериментальных данных о надежности исследуемого элемента или системы за определенный период эксплуатации используют статистический метод. Так же статистический метод используют, если имеются данных о результатах испытаний элементов или систем на надежность, соответствующих эксплуатационным. В случае, если подобные данные отсутствуют, то применяют расчетно-экспериментальный метод.
Реакторная установка и её элементы при оценке надёжности расчетно-экспериментальным методом могут быть представлены в виде сложных систем. Каждая из подобных систем должна рассматриваться как единое целое и характеризоваться своими показателями надежности. Анализ конструкции оборудования, его входных параметров, условий функционирования, а также условий работоспособности может быть положен в основу построения модели структурной надежности ядерного реактора [3].
Оценка показателей надежности оборудования по модели структурной надежности включает в себя следующие этапы [4]:
1. инженерный анализ конструкции рассматриваемого оборудования, условий его эксплуатации (определение основных факторов, приводящих к потере работоспособности, характера отказа и возможности контроля состояния оборудования и узлов) с целью получения информации, необходимой для построения и обеспечения исходных данных модели структурной надежности;
2. определение показателей надежности составных элементов оборудования;
3. расчет показателей надежности оборудования в целом.
В соответствии с методикой первоначально проводится оценка надежности отдельных элементов ядерного реактора, таких как активные зоны, кассеты, ТВЭЛы, трубопроводы, насосы и т.д.
С целью продления сроков эксплуатации на российских АЭС проводилась модернизация и техническое перевооружение. На этом этапе был использован положительный опыт мировой атомной энергетики [5].
К основным способам повышение эффективности можно отнести:
1. Повышение коэффициента использования установленной мощности (КИУМ).
2. Снижение численности ремонтного состава.
3. Повышение надежности оборудования.
Одним их путей повышения КИУМ является увеличение межремонтного периода.
На Балаковской АЭС был осуществлен переход на удлиненные топливные загрузки. При подобном переходе необходимо выполнение требований к ядерному топливу, обеспечивающих эффективную, безопасную и надежную эксплуатацию ядерного реактора. Это было осуществлено при переходе к ТВС-2М с удлиненным топливным столбом и жестким каркасом [4].
Изменение вероятностей безотказной работы топливной матрицы представлено на рисунке 1, вероятности безотказной работы ТВЭЛов – на рисунке 2.
Рисунок 1 – Изменение вероятности безотказной работы топливной матрицы
при 12- и 18-месячном топливных циклах
Рисунок 2 – Изменение вероятности безотказной работы ТВЭов при 12- и 18-месячном топливных циклах
Анализ полученных графиков показывает, что одним из путей обеспечения безопасной и надежной работы ядерных реакторов является совершенствование ядерного топлива.
Библиографический список
1. Приказ Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 5 апреля 2018 года N 162 Об утверждении федеральных норм и правил в области использования атомной энергии "Основные требования к продлению срока эксплуатации блока атомной станции"
2. ГОСТ 26291-84. Надежность атомных станций и их оборудования. М.: Издательство стандартов, 1987.
3. Белякова Н.О. Пути повышения надежности элементов атомной станции / Белякова Н.О., Фролова М.А. // Сборник тезисов конференции – М.: НИЯУ МИФИ, 2019.
4. Надежность оборудования реакторных установок АЭС. Руководящий технический материал, 1988. – 196 с
5. Бессонов В.Н. Эксплуатация энергоблоков Балаковской АЭС с использованием 18-месячного топливного цикла/ В.Н. Бессонов – Балаково: Филиал ОАО «Концерн росэнергоатом», «Балаковская атомная станция», 31 с.