Общие вопросы надежности ядерных установок

Содержание

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Введение

 

Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется управляемая реакция деления ядер. Ядра урана, особенно ядра изотопа 235U, наиболее эффективно захватывают медленные нейтроны. Вероятность захвата медленных нейтронов с последующим делением ядер в сотни раз больше, чем быстрых. Поэтому в ядерных реакторах, работающих на естественном уране, используются замедлители нейтронов для повышения коэффициента размножения нейтронов. Эти реакторы получили название гетерогенных реакторов. Уже давно известен возможный вариант безопасной ядерной энергетики - освоение управляемого термоядерного синтеза. Однако, несмотря на принципиальную осуществимость этой программы, до сих пор перед исследователями стоят ещё не преодолённые технологические трудности. Для завершения программы исследований по управляемому термоядерному синтезу необходимы большие материальные вложения и значительное время. В то же время также достаточно давно известен и другой вариант безопасной энергетики, основанный на работе ядерного реактора в подкритическом режиме, для чего требуется облучение реактора потоком нейтронов. Эти нейтроны могут быть получены с помощью интенсивных пучков протонов или более тяжелых ядер. В последние годы работа в этом направлении значительно активизировалась как в область фундаментальных исследований, так и в разработке конкретных проектов установок, производящих энергию.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

1 Основные понятия  и определения

 

Требования практики радиоэлектроники, автоматики, а с начала 60-х годов и всех отраслей машиностроения заставили почти заново разработать терминологию теории надежности, ее методы и математический аппарат. Прежде чем приступить к изложению методов оценки надежности ядерных реакторов, введем основные понятия и определения современной теории надежности применительно к ядерным энергетическим реакторам.

Состояния реактора

Различают исправное, неисправное, работоспособное и неработоспособное состояния реактора. Исправное состояние (или исправность) – это такое состояние, при котором; реактор  в рассматриваемый момент соответствует всем требованиям, предъявляемым к основным параметрам, характеризующим нормальную работу реактора, и второстепенным, характеризующим удобства его эксплуатации.

Под требованиями, предъявляемыми к основным параметрам, прежде всего подразумеваются требования поддержания каждого из них в допустимых пределах около заданного рабочего значения. Число основных параметров зависит от конкретного реактора и обязательно включает в себя те параметры, выход которых за допустимые пределы приводит к срабатыванию АЗ реактора. Для энергетических реакторов в число этих параметров обязательно входит их тепловая мощность и уровень радиационной безопасности. Под нормальной работой реактора подразумевается выполнение заданных функций в установленном объеме, например стабильное обеспечение заданных выходных параметров теплоносителя в течение заданного времени.

Реактор считается неисправным как при выходе из строя системы автоматического регулирования мощности, так и при выходе из строя, например, двигателя, перемещающего ленту самопишущего прибора на пульте управления реактором.

Работоспособное состояние (или работоспособность) – такое состояние реактора, когда он в рассматриваемый момент соответствует всем требованиям, предъявляемым к основным параметрам. В приведенном примере в первом случае реактор неработоспособен, во втором – работоспособен.

Отказы реактора

Отказ – событие, в результате которого реактор полностью или частично утрачивает работоспособность. В соответствии с этим различают полный и частичный отказы.

Полным считают отказ, приводящий к срабатыванию АЗ реактора и к вынужденной срочной его остановке. Это, например, разгерметизация первого контура, расплавление твэла с выносом активности в контур, выход из строя системы компенсации давления, резкое нарушение циркуляции теплоносителя и т. д. Под частичным понимают отказ, приводящий к необходимости снижения рабочих параметров реактора.

Типичные частичные отказы: незначительная утечка теплоносителя из каналов в межканальное пространство в реакторах канального типа, разгерметизация оболочки твэла с незначительным выходом продуктов деления в первый контур, заклинивание одного из компенсирующих стержней и т. д.

Недопустимыми для реактора считаются катастрофические отказы, приводящие к разрушениям основной части реакторной установки и к непосредственной угрозе безопасности людей. Реактор должен быть таким, чтобы за все время его эксплуатации при условии правильного обслуживания вероятность возникновения катастрофического отказа была крайне мала. Это должно обеспечиваться надлежащей принципиальной схемой включающей системы безопасности, конструкцией, материалами, качеством изготовления, обоснованными значениями номинальных параметров и запасов до предельно допустимых значений параметров.

Как полные, так и частичные отказы реактора могут быть двух типов – внезапные и постепенные (износные).

В самом начале работы реактора на мощности, в период приработки, который, как правило, заканчивается (точнее, должен заканчиваться) ко времени завершения пусконаладочных работ на реакторной установке перед сдачей ее в эксплуатацию, могут происходить приработочные внезапные отказы. Однако иногда приработка затягивается, и возможны случаи приработочных внезапных отказов в период эксплуатации реактора. Они вызваны главным образом ошибками проектирования, дефектами технологии изготовления, сборки и монтажа, а также недостаточным контролем качества материалов и технологии на этих этапах. Цель всех испытаний и пусконаладочных работ, предшествующих эксплуатации реактора – добиться безотказной работы отдельных деталей, узлов и всего реактора в целом в условиях, близких к реальным, чтобы, во-первых, убедиться в его работоспособности, а во-вторых, выявить дефектные элементы, дефекты монтажа, конструкции и устранить их посредством замены, ремонта и т. д., т. е. ликвидировать возможность возникновения приработочных внезапных отказов.

В период нормальной эксплуатации внезапные отказы возникают вследствие внезапного выхода параметров, определяющих рабо-тоспособность деталей, устройств и систем реактора, за допустимые пределы. Например, это может быть внезапная концентрация нагрузок, превышающая расчетную, в механических, гидравлических и электрических системах реактора, внезапное увеличение теплового потока в активной зоне реактора выше критического значения (для реакторов с водяным теплоносителем), внезапное возрастание температуры оболочки твэла выше температуры плавления" материала и т. д. Такие отказы возникают неожиданно, в результате случайного стечения обстоятельств, и нельзя предсказать, когда произойдет тот или иной отказ. Однако внезапные отказы (как,, впрочем, и другие) подчиняются определенным общим закономерностям, которые могут быть выявлены в результате статистической обработки эксплуатационной информации об этих отказах.

Полностью исключить внезапные отказы нельзя. Но, используя различные методы повышения надежности, можно снизить до допустимой вероятность возникновения таких отказов в период эксплуатации реактора. Следует всегда иметь в виду, что надежность реактора, в первую очередь, определяется именно этими отказами, так как только они происходят в период нормальной эксплуатация реактора, когда закончен период проработки и не наступил еще период старения материалов и конструкций.

Постепенные отказы возникают в результате длительного, постепенного изменения основных характеристик деталей, устройств и систем реактора из-за старения материалов и конструкций, т. е. по причине износа отдельных элементов реакторной установки. Поэтому такие отказы еще называют износными. Они возникают в устройствах с недостаточно правильно организованной системой профилактического обслуживания. Если хорошо налажен контроль за основными характеристиками всех элементов реактора, то возможна своевременная замена соответствующих элементов, профи-лактика, ремонт и т. д.

Поскольку доступ к некоторым элементам реактора затруднен или практически невозможен как во время работы реактора на мощности, так и во время его кратковременных остановок, эти элементы должны выбираться с периодом до износа, не меньшим, чем период между текущими ремонтами реактора, а для некоторых элементов (например, корпус реактора, тепловая защита и т. п.) не меньшим, чем период между капитальными ремонтами реакторной установки (или срок ее службы).

При условии соблюдения всех перечисленных выше обстоятельств постепенные отказы в реакторе могут быть в принципе предотвращены. Поскольку износные отказы вызываются медленным изменением основных характеристик элементов и систем реактора, то выход этих характеристик за допустимые границы часто невелик и приводит к частичным отказам реактора. Примерами постепенных отказов могут служить разгерметизация оболочек твэлов в результате их старения в процессе выгорания топлива, утечка теплоносителя через уплотнение в результате постепенного изменения его уплотняющих свойств, а также все отказы, связанные с коррозионными процессами, с изменением механических свойств материалов под действием облучения и т. д.

Приведенная классификация отказов на приработочные, внезапные в период нормальной эксплуатации и постепенные связана со следующими двумя принципиальными обстоятельствами:

1)  каждый рассмотренный тип отказов характеризуется своим особым статистическим распределением частоты отказов во времени; отсюда, в частности, следует, что математическая обработка данных по каждому типу отказов должна быть строго дифференцирована;

2)  физическая сущность факторов и процессов, приводящих к: каждому типу отказов, принципиально различна, что заставляет выбирать разные практические методы предупреждения, уменьшения или полной ликвидации отказов.

В заключение заметим, что отказы реактора могут быть как зависимыми, так и независимыми между собой событиями, т. е. появление одного из них может привести или не привести к появлению другого.

Восстанавливаемость

Реактор – восстанавливаемая система т. е. после аварийной или вынужденной остановки, связанной с отказом какого-то устройства реактора, он может быть восстановлен в процессе эксплуатации. Другими словами, после ремонта или замены отказавших элементов реактора его можно вновь эксплуатировать. Это положение имеет принципиальное значение дли подхода к проблеме анализа надежности реактора, ибо такой подход существенно различен для восстанавливаемых и невосстанавливаемых изделий.

Восстанавливаемыми изделиями являются также парогенераторы, насосы, трубопроводы, элементы СУЗ и многие другие элементы оборудования реакторной установки. Большинство отказов- этих изделий устраняется обслуживающим персоналом непосредственно на месте.

К невосстанавливаемым элементам, работоспособность которых: после отказа не может быть восстановлена или не подлежит восстановлению, относятся твэлы, ТВС, детали, радиоэлектронных приборов и устройств системы КИПиА, СУЗ, подшипники, крепежные изделия, сальники и т. п.

Свойства реактора, связанные с надежностью

Безотказность – свойство реактора непрерывно сохранять работоспособность в определенных режимах и условиях эксплуатации. Говорить о безотказности реактора, ничего не упоминая о режиме его работы и об особенностях условий эксплуатации, неправильно. Приведенную формулировку безотказности реактора можно рассматривать как определение надежности реактора в узком смысле. В отечественной и зарубежной практике очень часто надежность машин и устройств понимается только как их безотказность.

Долговечность – свойство реактора длительно (с возможными перерывами на ремонт) сохранять работоспособность в определенных режимах и условиях эксплуатации до полного износа или другого предельного состояния. Как правило, реакторы энергетических установок не допускаются до разрушения (до полного физического износа), а выводятся из эксплуатации значительно раньше. Предельное состояние энергетических реакторов устанавливают, исходя из условий безопасности их эксплуатации, а также из экономических соображений и соображений морального износа.

Ремонтопригодность реактора заключается в его приспособленности к восстановлению в случае отказов и неисправностей путем их быстрого обнаружения и устранения, а также в приспособленности реактора к профилактической проверке технического состояния его элементов и систем с целью предупреждения отказов и неисправностей. Ремонтопригодность реактора определяется не только конструкцией, доступностью отдельных узлов и деталей и другими факторами, присущими реактору, но и квалификацией обслуживающего персонала, уровнем технической оснащенности, системой организации ремонта и т. д.

Под ремонтопригодностью невосстанавливаемого элемента реактора (например, твэла) следует понимать его приспособленность к контролю работоспособности и к удобной замене.

Надёжность реактора (общая надежность, или надежность в широком смысле) – это свойство, обусловленное безотказностью, долговечностью и ремонтопригодностью реактора и его элементов, обеспечивающее нормальную работу реактора в установленном объеме в заданных условиях эксплуатации.

Определение общей надежности реактора показывает, насколько многогранно это понятие, и, что самое важное, оно дает ключ к введению количественной характеристики общей надежности реактора. Ясно, что количественно общая надежность реактора должна отражать его свойства: безотказность, долговечность и ремонтопригодность.