Реакторные установки ВВЭР для АЭС - Итоги эксплуатации 1-го блока НВАЭС

Итоги эксплуатации 1 блока НВАЭС в первый пятилетний период
Опыт эксплуатации 1 блока НВАЭС в течение первого пятилетнего периода и полученные результаты дали достаточно полную характеристику работы реакторной установки ВВЭР-1.
30 сентября 1969г. исполнилось 5 лет с момента пуска НВАЭС в эксплуатацию. Номинальной проектной мощности — 210 МВт станция достигла через 3 месяца после пуска и в течение 5 лет работала надежно, стабильно, выдавая электроэнергию в систему Воронежэнерго. Так, до 1-го июля 1969г. суммарная выработка электроэнергии составила более 6-ти миллиардов кВт/часов.
Показатели работы эксплуатации по годам характеризуются следующей таблицей:

* За счет подключения 4-ой турбины (от 2-го блока)

Достигнутые величины выгорания в выгруженном при перегрузке топливе представлены в таблице.

Из таблицы видно, что выгорание выгружаемого топлива с каждой перегрузкой становилось все более глубоким. Проведенные станцией работы по исследованию борного регулирования позволили предполагать, что в дальнейшем будут достигнуты еще большие величины выгорания. Все оборудование 1-го контура характеризовалось надежностью его работы.
Так, например:

1. парогенераторы не имели случаев нарушения плотности труб поверхности нагрева, эксперименты по возможности увеличения производительности парогенераторов показали, что можно достигнуть паросъема 350 т/час с каждого парогенератора вместо проектных 230 т/час, при влажности пара, не превышающей 0,12% (допустимо 0,5%);
2. главные циркуляционные насосы (ГЦН) в основном работали нормально, но в процессе первого года эксплуатации было выявлено, что происходит загрязнение теплоносителя 1 -го контура кобальтом, имеющим большой период полураспада: он выносился из изнашиваемых стеллитных втулок ротора, которые в течение 1966-19667гг. были заменены на всех насосах новыми из материалов, не содержащих кобальт; число часов работы ГЦН за год возрастало с 3900 часов в 1965г. до 7621 часов в 1968г. у насоса № 1, с 6624 часов в 1965г. до 7496 часов в 1968г. у насоса №6. Повышение надежности работы насосов достигнуто за счет проведения ряда конструктивных мероприятий: усиления конструкции крепления мелких трубопроводов и упрощения их схем в системе автономного охлаждения подшипников, усиления подшипников вентиляторов охлаждения обмоток статора и др.;
3. трубопроводы, задвижки Ду 500 и газовые компенсаторы объема работали нормально.

В запроектированных быстродействующих задвижках с гидроприводом по 2 шт. на каждой из петель привод переделан на электромеханический, вследствие выявления отсутствия необходимости быстродействия и усложнения в связи с этим привода.
Система управления и защиты (СУЗ) работала вполне удовлетворительно и обеспечивала все расчетные характеристики. За первый год эксплуатации были выявлены отдельные слабые звенья в механизмах СУЗ, которые были устранены при первой же замене деталей приводов запасными частями уже измененной конструкции, проведенной во время второй перегрузки.
С целью быстрого выхода на мощность аварийные сигналы по степени опасности были разбиты на четыре группы, причем глушение мощности до нуля оставлено лишь в трех случаях:

1. недопустимо быстрое нарастание мощности;
2. отключение 2-х ГЦН и одновременный сигнал уменьшения перепада на активной зоне;
3. полное обесточивание АЭС.

Следует отметить, что реактор работал вполне надежно, концентрации радиоактивных веществ в воздухе, водах реки Дон, почве и растительности в радиусе 40 км за все время находились на уровне фоновых значений и не было ни одного случая повышения активности.
Оборудование II контура как основное, так и вспомогательное работало вполне удовлетворительно.
В 1966г. были проведены тепловые испытания турбины АК-70-11, по которым выявлено, что номинальная мощность на 2,2% выше гарантированной заводом и составляет 76 МВт, а максимальная мощность 83 МВт без каких-либо ее переделок и систем обслуживания. В 1966-1967гг. была произведена смена диафрагм ЦВД из-за их высокого эрозионного износа, причем завод-изготовитель заменил чугун новым, более эрозионностойким металлом.
За время работы станции был произведен ряд экспериментальных и исследовательских работ:

1. в июне 1967г. введена в теплоноситель борная кислота с концентрацией 0,1 г/л при мощности реактора 160 МВт. Эта концентрация поддерживалась в течение 2-х суток, а затем с помощью выпарной установки выведена из теплоносителя, при этом вся она превращена в кубовый остаток. Этот опыт позволил во время III перегрузки ввести борную кислоту с концентрацией 1,15 г/л, что позволило из-за глубокой подкритичности реактора вести перегрузку без дополнительной аварийной защиты. Проводились опыты по осуществлению жидкого борного регулирования;
2. с целью уменьшения образования водорода упразднено введение в теплоноситель 1-го контура аммиака и сокращено количество вводимого гидразин-гидрата до 0,2-0,4 мг/л (содержание водорода в продувочной воде при этом составляло величину, не превышающую 3%);
3. проведен контроль для обнаружения зон с поврежденными твэлами при работающем реакторе на мощности, путем измерения потока запаздывающих нейтронов и его изменений при локальных возмущениях нейтронного поля органами СУЗ (при неизменной тепловой мощности);
4. отработана методика разборки кассет и исследования твэл в «горячей» камере, а также проведены испытания выгоревших кассет на 30-кратную ударную нагрузку.