Для уменьшения флюенса нейтронного потока, падающего из активной зоны на стенку корпуса реактора, между шахтой и стенкой корпуса реактора ВВЭР-1 установлен экран, представляющий собой цилиндрическую обечайку из нержавеющей стали толщиной 30мм и высотой 3300мм (см. рис. 2.4.).
В верхней части экран приваривается к скобам, закрепленным на стенки корпуса, а нижняя часть экрана фиксируется шпонками, что позволяет компенсировать разницу термических расширений и исключить круговое перемещение экрана.
В декабре 1969г., после 5 лет эксплуатации, первый блок НВАЭС был остановлен. Причиной остановки блока послужили ненормальные показания прибора измерения перепада давления на активной зоне реактора, свидетельствующие о разрушении трубы для отбора давления, которая конструктивно была связана с экраном корпуса реактора.
После полной выгрузки кассет из активной зоны и извлечения внутрикорпусных устройств реактора был зафиксирован обрыв экрана. Экран сместился вниз до упора в эллиптическое днище корпуса реактора, элементы крепления экрана к корпусу были сорваны. Экран практически сохранил свою геометрию, повреждения в виде трещин были в верхней части в местах приварки к скобам крепления экрана к корпусу. Повторное закрепление экрана к корпусу в условиях высокой радиоактивности было исключено. Уточненный расчет работоспособности корпуса в течение установленного срока службы при увеличенной интенсивности облучения его стенок дал основание для решения о возможности эксплуатации без экрана. Экран был разрезан на части, извлечен из реактора и отправлен на захоронение в пределах площадки АЭС.
Анализ разрушения элементов крепления экрана позволил сделать вывод, что причиной выхода из строя является недостаточный
учет гидродинамических и вибрационных нагрузок при разработке конструкции закрепления экрана.
При ревизии был обнаружен ряд дефектов в реакторе, требующих ремонта:
- в переходных втулках патрубков Ду500;
- в отдельных местах антикоррозионной наплавки.
Были приняты следующие основные решения:
- внутри корпусные устройства подлежат извлечению из реактора и захоронению в пределах территории I блока НВАЭС;
- восстановление внутрикорпусных устройств произвести на основе вновь разработанного проекта, предусматривающего возможность их извлечения для обеспечения контроля внутренних поверхностей корпуса реактора;
- восстановленные внутрикорпусные устройства выполняются с максимальной толщиной стенки шахты, компенсирующие отсутствие защитного экрана;
- предусматривается запасная выемная корзина, обеспечивающая применение модифицированной активной зоны с кассетами реактора В-3М, включая замену кассет аварийной защиты на кассеты компенсирующие;
- предусмотреть два комплекта выемных обсадных труб днища шахты типа В-1 и типа В-3М и приспособления для извлечения и установки обсадных труб;
- предусмотреть защитное оборудование для извлечения и транспортировки шахты с днищами, а также отдельно днища шахты. В короткие сроки (IV кв. 1970г.) ОКБ «Гидропресс» были разработаны проекты внутрикорпусных устройств и приспособлений. Подольский завод им. Орджоникидзе изготовил оборудование с проведением контрольной сборки на стенде «Р-ЗиО» и поставил на НВЭАС.
В течение периода проектирования и изготовления новых внутрикорпусных устройств реактора на I блоке НВАЭС были выполнены следующие работы:
- ремонт реактора;
- ремонт патрубков Ду500 (расточка патрубков, запрессовка и заварка втулок). Работа выполнялась специалистами НИКИМТа, включая разработку технологии, проекта уникальных приспособлений и изготовления их;
- демонтаж трубопровода непрерывной продувки реактора и монтаж системы контроля протечек;
- реконструкция трубопроводов ввода раствора бора в неотсекаемую часть трубопровода Ду200 контура расхолаживания;
- монтаж трубопроводов контроля плотности швов и втулок патрубков, Ду500.
Выполнение указанных работ позволило в конце 1971г. возобновить эксплуатацию первого блока НВАЭС. Ревизия и ремонт реактора ВВЭР-1 и отдельного оборудования первого блока НВАЭС позволили накопить опыт по организации и проведению работ с оборудованием, имеющим повышенное радиоактивное излучение, и подтвердили практическую возможность ремонта любого оборудования реакторной установки ВВЭР. Полученные результаты использовалась при разработке всех последующих проектов реакторных установок ВВЭР.
2.12 Заключение
Ввод в эксплуатацию 1 блока НВАЭС и опыт эксплуатации его имели, исключительно важное значение для дальнейшего развития АЭС с ВВЭР в нашей стране и по нашим проектам за рубежом. Полнена возможность проверить правильность технических решений, заложенных в проект, и оценить направления развития атомной энергетики.
Также традиционной для последующих проектов АЭС с ВВЭР стала оригинальная конструкция парогенераторов горизонтального типа с трубной решеткой в виде двух цилиндрических коллекторов, а в качестве материала теплообменных труб применена аустенитная нержавеющая сталь типа 01X18Н10Т.
Эксплуатация 1 блока НВЭАС убедительно показала возможность надежной работы АЭС с ВВЭР. Опыт ремонтных работ на реакторе после пяти лет эксплуатации в связи с обрывом теплового экрана позволил своевременно принять оптимальные решения по внутрикорпусным устройствам последующих ВВЭР и наметить рациональные организационные меры по проведению уникальных ремонтных работ внутри реактора.
Мощная строительно-монтажная организация на НВЭАС приобрела большой опыт сооружения АЭС, который был эффективно использован при строительстве АЭС с ВВЭР в нашей стране и за рубежом.
На 1 блоке НВАЭС был отработан порядок пусконаладочных работ, обеспечивающий качественную комплексную проверку оборудования и систем, вводимых в эксплуатацию.
На НВАЭС были подготовлены квалифицированные кадры для наладочных работ, которые совместно со специалистами организаций-разработчиков успешно использовались в дальнейшем при пуске энергоблоков АЭС в нашей стране и за рубежом.
