Пояснительная записка к Комплексной (Сводной) программе повышения безопасности энергоблоков




НазваниеПояснительная записка к Комплексной (Сводной) программе повышения безопасности энергоблоков
страница7/26
Дата01.02.2013
Размер3.78 Mb.
ТипПояснительная записка
1   2   3   4   5   6   7   8   9   10   ...   26

12301 Оценка технического состояния и ресурса корпусов реакторов в процессе эксплуатации

A. Основание для проведения мероприятия:

A.1 Указать один или несколько факторов, свидетельствующих о необходимости реализации мероприятия

A.1.1 [+] Требования норм, правил и стандартов по ЯРБ Украины

A.1.2 [+] Международные рекомендации (МАГАТЭ, Pискаудит)

A.1.3 [-] Результаты анализов безопасности

A.1.4 [+] Требования/предписания национальных надзорных органов

A.1.5 [-] Накопленный опыт

A.2 Описание проблемы и ее сегодняшнее состояние

A 2.1 Ссылка на требования норм, правил и стандартов по ЯРБ Украины/предписания надзорных органов

НП 306.2.141-2008 [6] п.п. 6.10, 10.4.1;

ПНАЭ Г-7-008-89 [15] Раздел 7 (п.7.1-7.3, 7.6-2.8);

ПНАЭ Г-7-002-86 [12] Приложение 2 (п.2, 5-8);

Постановление Коллегии Госатомрегулирования Украины №4 от 24.06.04.

A 2.2 Ссылка на международные рекомендации

Отчет МАГАТЭ IAEA-EBP-WWER-08 [29]

Документ МАГАТЭ серия «Ядерная энергия No NP-T-3.11 [42]

A 2.3 Подробное описание проблемы

Мероприятие состоит из трех основных частей:

  1. Обеспечение представительных результатов испытаний ОС энергоблоков ВВЭР-1000/320 АЭС Украины.

2. Дооснащение «горячих» камер ИЯИ НАН Украины.

3. Выполнение расчетов на сопротивление хрупкому разрушению (СХР) корпусов реакторов АЭС с ВВЭР при эксплуатации.

Основным требованием к корпусу реактора (КР) является сохранение целостности при нормальной эксплуатации и проектных авариях в течение всего срока его службы. Облучение внутренней стенки КР нейтронами приводит к понижению сопротивления основного металла и металла сварных швов КР хрупкому разрушению. Деградация механических свойств может привести, например, в условиях термошока при аварийном расхолаживании, к нарушению целостности КР. Важнейшим источником информации о текущем состоянии металла и прогнозировании ресурса КР являются образцы-свидетели. Реализация штатных программ ОС на корпусах реакторах ВВЭР-1000 (КР) предусматривается действующими правилами ПНАЭ Г-7-008-89 [15] «Устройство и безопасная эксплуатация оборудования и трубопроводов АЭУ» и ПНАЭ Г-7-002-86 [12] «Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов АЭС».

С помощью образцов-свидетелей контролируют:

  1. изменение механических свойств (предел текучести, временное сопротивление, относительное удлинение, относительное сужение);

  2. изменение характеристик сопротивления хрупкому разрушению (критическая температура хрупкости, вязкость разрушения или критическое раскрытие трещины);

  3. изменение характеристик циклической прочности (кривые усталости).

Важным для обеспечения безопасной эксплуатации КР в проектный срок и после продления срока его эксплуатации является получение достоверных представительных результатов испытаний ОС. Чтобы обеспечить представительность полученных результатов необходимо испытывать группу ОС, состоящую из определенного количества (в зависимости от типа испытания и вида ОС), облученных флюенсами со значениями в пределах ±10 %. На практике это условие не всегда выполняется, поэтому для повышения надежности полученных результатов применяется методология реконструкции облученных ОС. При реализации методологии реконструкции используется сложное экспериментальное оборудование.

Требования к ОС, условиям облучения, проведению испытаний и обработке результатов испытаний регламентируется международными стандартами (ASTM E1823-96, Е 1290-93, Е 1921-05 ) и действующих в Украине ГОСТ (1497-73, 9454-78, 25.506-85, 25.502-85). Для выполнения указанных требований стандартов испытания должны проводиться на современном и качественном экспериментальном оборудовании.

Поставщиком услуг ГП НАЭК «Энергоатом» по испытаниям ОС является Институт ядерных исследований НАН Украины (ИЯИ). Институт имеет в своем распоряжении единственные в Украине «горячие» камеры, предназначенные для работ с облученными материалами.

«Горячие камеры» ИЯИ оснащены устаревшим оборудованием. Принимая во внимание необходимость их модернизации и выполняя предписания регулирующего органа Украины по этому вопросу, Компания постоянно оснащает их современным экспериментальным оборудованием для проведения испытаний и реконструкции облученных ОС.

В соответствии с «Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций» НП 306.2.141-2008 [6] (п.6.4.5) должна периодически (раз в 10 лет или по требованию Госатомрегулирования) проводиться переоценка безопасности энергоблоков АЭС. Наиболее важным условием безопасной эксплуатации и переоценки ресурса атомного энергоблока является сохранение целостности КР при всех режимах эксплуатации и аварийных ситуациях.

Действующие Нормы расчета на прочность ПНАЭ Г-7-002-86 [12] и Правила АЭС ПНАЭ Г-7-008-89 [15] содержат общие принципы обеспечения целостности КР, но не содержат требований, критериев и методик определения ресурса корпусов реакторов ВВЭР по изменению (деградации) свойств металла КР под воздействием эксплуатационных факторов – радиационного облучения, воздействия повышенной температуры и цикличности нагружения. В соответствии с ПНАЭ Г-7-002-86 [12] и Руководством по анализу термического удара для АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000, IAEA-EBP-WWER-08 [29] , МАГАТЭ, 2006 (Revision 1) прочность и ресурс КР рассчитываются на сопротивление хрупкому разрушению при всех возможных режимах эксплуатации. Методика расчета должна позволять расчетным путем, исходя из результатов испытаний образцов-свидетелей, определения флюенса быстрых нейтронов на ОС и КР, результатов неразрушающего контроля с определенной точностью определять сопротивляемость корпуса реактора хрупкому разрушению и допустимую критическую температуру хрупкости материала КР Тка, при которой обеспечивается целостность КР при наиболее жестком из возможных режимов аварийного расхолаживания (термошоке).

Для расчета целостности и ресурса безопасной эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР Госатомрегулирование Украины разрешило применять российскую «Методику расчета на сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов АЭС с ВВЭР при эксплуатации. МРКР-СХР-2004» (РД ЭО 0606-2005) и унифицированную европейскую методику VERLIFE. В рамках выполнения данного мероприятия разработан и введен в действие нормативный документ ГП НАЭК «Энергоатом» «Методика оценки прочности и ресурса корпусов реакторов ВВЭР в процессе эксплуатации. МТ-Д.0.03.391-09». Разработанный нормативный документ согласован Госатомрегулирования Украины и введен в действие распоряжением НАЭК «Энергоатом» № 705-р от 18.08.09.

Для оценки технического состояния и определения ресурса безопасной эксплуатации корпусов реакторов необходимо использовать результаты работ, выполненных по проектам TAREG, по уточнению оценок изменения свойств материалов в процессе эксплуатации. На основании полученных уточненных оценок будет определяться остаточный ресурс корпусов реакторов АЭС Украины.

Выполнение расчетов сопротивления хрупкому разрушению КР ВВЭР-1000 энергоблоков ХАЭС-1, ХАЭС-2, РАЭС-4 показало, что сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов при термоударе обеспечивается в течение проектного срока эксплуатации.


B. Подробное описание мероприятия:

Данное мероприятие состоит из трех основных частей:

  1. Обеспечение представительных результатов испытаний ОС энергоблоков ВВЭР-1000/320 АЭС Украины.

2. Дооснащение «горячих» камер ИЯИ НАН Украины.

3. Выполнение расчетов на сопротивление хрупкому разрушению (СХР) корпусов реакторов АЭС с ВВЭР при эксплуатации.

1. Эксплуатирующая организация постоянно проводит испытания ОС для всех энергоблоков ВВЭР-1000/320. Результатом испытаний является информация о деградации под действием нейтронного облучения свойств основного металла и металла сварных швов, их прогнозных характеристиках до конца проектного срока эксплуатации и об оценке возможности продления проектного срока эксплуатации. Учитывая требования ГКЯРУ, технические решения относительно сроков выгрузки и необходимость получения обосновывающих материалов для обеспечения безопасной эксплуатации КР составлен «График работ по испытаниям штатных и реконструированных ОС КР энергоблоков АЭС, выполняемых ИЯИ НАНУ, на 2009-2012 гг.».

Проводятся следующие испытания ОС: на растяжение (определение прочностных и пластических свойств), на ударный изгиб (определение сдвига температуры хрупкости), на вязкость разрушения (определение степени охрупчивания).

В настоящее время в «горячих» камерах ИЯИ выполняются испытания ОС энергоблоков ЗАЭС-1, 2, 6 Планируется выполнение исследований ОС для энергоблоков ЗАЭС-3, 4, 5, ЮУАЭС-3, ХАЭС-2, РАЭС-4.

Основной задачей является получение в установленные сроки представительных и достоверных данных о свойствах металла КР. Важность получения достоверных результатов объясняется также тем, что на АЭС Темелин (Чешская Республика) производится облучение архивного материала КР энергоблоков РАЭС-3, 4, ХАЭС-2, ЗАЭС-6 в рамках интегральной программы ОС. На АЭС Темелин ОС размещены непосредственно на внутренней стенке КР в плоских контейнерах, четко определены условия облучения, что компенсирует недостатки штатных программ ОС, реализуемых на АЭС Украины. Для повышения достоверности кроме испытаний штатных комплектов ОС планируется проведение реконструкции облученных ОС и проведение испытаний облученных реконструированных ОС. Представляет интерес проведение сравнительного анализа результатов, полученных в ИЯИ НАНУ и на Темелине.

Результаты испытаний ОС должны, согласно п.9.6 «Типовой программы контроля свойств металла корпусов реакторов ВВЭР-1000 по образцам-свидетелям» ПМ-Т.0.03.120-08, вноситься в базу данных по корпусам реакторов ВВЭР, которая будет разработана в рамках проекта.

Таким образом, в рамках мероприятия планируется проведение испытания штатных и реконструированных ОС для энергоблоков:

ЗАЭС 3-5, ЮУАЭС-3 и ХАЭС-2 и РАЭС-4

и разработано программно- информационное обеспечение базы данных по корпусам реакторов ВВЭР-1000 АЭС Украины.

2. Цель дооснащения «горячих» камер ИЯИ НАНУ заключается в обеспечении качества на всех этапах проведения испытаний ОС и соблюдении требований стандартов, норм и правил по ядерной и радиационной безопасности. В настоящее время закуплено и передано в ИЯИ для проведения исследований оборудование для испытаний ОС (установка для выращивания усталостной трещины, инструментированный маятниковый копер, измерительный микроскоп) и для реализации технологии реконструкции (электроннолучевая сварочная установка, электроэрозионный станок).

В рамках мероприятия планируется приобретение следующего недостающего оборудования:

  • Две пары манипуляторов, обеспечивающих дистанционное управление с усилием до 25 кГ с зоной обслуживания 2800 мм. Необходимы для установки в приемочной камере для приема и перемещения контейнерных сборок с облученными ОС на транспортер и в разделочную камеру для извлечения ОС из контейнера и их разделки.

  • Серво-электрическая машина INSTRON (или аналог) - для проведения испытаний на растяжение и вязкость разрушения.

  • Растровый электронный микроскоп требуется при проведении структурных исследований материала корпусный сталей до и после облучения. С его помощью определяется механизм охрупчивания металла КР.

  • Гамма спектрометр – для определения активности нейтронно-активационных детекторов (НАД). НАД обеспечивают представительный набор дозиметрических измерений на внешней поверхности КР. Эта информация необходима для определения радиационной нагрузки на КР и условий облучения ОС.

  • Гамма спектрометр сцинтилляционный типа «Гамма-плюс-U l» (или аналог) для измерения объемной активности воздуха и использованной воды.

  • Твердомер с автоматической записью информации о прочностных характеристиках корпусной стали. Измерения твердости регламентируются «Типовой программой контроля свойств металла корпуса реактора ВВЭР-1000 по ОС. ПМ-Т.0.03.120-08»

  • Контейнер для перевозки малоактивных РВ. Необходим для перевозки длинных (до 60 см) контейнерных сборок с температурными ОС.

  • Ультразвуковая мойка на 20 л. для дезактивации инструментов после ремонтных работ в «горячей» камере.

В результате закупки указанного оборудования будет создан современный испытательный комплекс по радиационному материаловедению, в которой будут проводиться на высоком научном уровне испытания ОС КР ВВЭР-1000.

3. Для выполнения расчетов на сопротивление хрупкому разрушению (СХР) корпусов реакторов энергоблоков АЭС Украины необходимо выполненить следующие работы:

1.) Принять и согласовать с ГКЯРУ концептуальное техническое решение о выполнении расчетов на СХР при переоценке безопасности КР.

2.) Разработать график выполнения расчетов на СХР КР энергоблоков АЭС Украины.

3.) Выполнить расчеты КР на сопротивление хрупкому разрушению при термошоке:

- анализ технической документации корпусов реакторов;

- оценка состояния металла критических элементов КР;

- оценка результатов неразрушающего контроля КР с внутренней стороны;

- теплогидравлические расчеты КР;

- расчеты прочности КР по критериям сопротивления хрупкому разрушению;

- определение допустимой критической температуры хрупкости основного металла и металла сварных швов КР.

4.) Оценка остаточного ресурса КР и обоснование возможности дальнейшей эксплуатации.

5.) Разработка программы управления старением КР.



С. Существующий опыт, имеющиеся решения по реализации работ:

С.1 Указание на степень готовности возможного решения:

С 1.1 [+] Решение уже существует для пилотного блока

С 1.2 [+] Решение разрабатывается (ведутся разработки и исследования)

С 1.3: [+] Запланированы исследования

С.2 Состояние выполнения мероприятия на блоках АЭС:

пп. 1, 2 мероприятия имеют отраслевой характер и запланированы к выполнению централизовано ОП НТЦ

п. 3 мероприятия:


Блок

ЗАЭС-1

ЗАЭС-2

ЗАЭС-3

ЗАЭС-4

ЗАЭС-5

ЗАЭС-6

Статус выполнения

Запланировано

Запланировано

Запланировано

Запланировано

Запланировано

Запланировано

Блок

ХАЭС-1

ХАЭС-2

РАЭС-3

РАЭС-4

ЮУАЭС-3




Статус выполнения

Выполнено

Выполнено

Запланировано

Выполнено

выполняется




№12302 Внедрение оборудования для усовершенствования уплотнения главного разъема реактора

A.
1   2   3   4   5   6   7   8   9   10   ...   26

Похожие:

Пояснительная записка к Комплексной (Сводной) программе повышения безопасности энергоблоков iconРасчетно-пояснительная записка
Расчетно-пояснительная записка разработана к паспорту безопасности территории Томской области в соответствии с приказом мчс россии...
Пояснительная записка к Комплексной (Сводной) программе повышения безопасности энергоблоков iconПояснительная записка к проекту распоряжения Правительства Астраханской области
«О концепции комплексной целевой программы «Создание Комплексной системы обращения с отходами в Астраханской области на 2011-2015...
Пояснительная записка к Комплексной (Сводной) программе повышения безопасности энергоблоков iconПояснительная записка к комплексной программе профилактики наркотической зависимости в моу сош №38
Данная программа направлена на профилактику наркотической зависимости среди учащихся моу сош №38
Пояснительная записка к Комплексной (Сводной) программе повышения безопасности энергоблоков iconПояснительная записка к комплексной программе оснащения маоу «Борковская сош» на 2112-2013 годы
Важнейшими элементами системы условий являются материально-технические и информационно-методические условия. Образовательные учреждения...
Пояснительная записка к Комплексной (Сводной) программе повышения безопасности энергоблоков iconГлавная цель деятельности образовательного учреждения
В программе «Развитие образования города Нижневартовска» на 2007-2011 годы определена главная цель: обеспечение доступности, обязательности,...
Пояснительная записка к Комплексной (Сводной) программе повышения безопасности энергоблоков iconПояснительная записка рабочая программа по основам безопасности жизнедеятельности составлена на основе примерной программы основного общего образования по основам безопасности жизнедеятельности
В настоящей учебной программе реализованы требования федеральных законов: «О защите населения и территорий от чрезвычайных ситуаций...
Пояснительная записка к Комплексной (Сводной) программе повышения безопасности энергоблоков iconЫ программы (структура) Пояснительная записка к основной образовательной программе моу сош №66 р п. Бердяуш Планируемые результаты освоения обучающимися ооп ноо
Пояснительная записка к основной образовательной программе моу сош №66 р п. Бердяуш
Пояснительная записка к Комплексной (Сводной) программе повышения безопасности энергоблоков iconПояснительная записка 17 Цели и задачи образовательной программы 18 Содержание программы 19 Учебный план 29 «Модель»
I. Пояснительная записка к образовательной программе моу сош №5 г. Баксана. 4
Пояснительная записка к Комплексной (Сводной) программе повышения безопасности энергоблоков iconИнфраструктура инновационного развития регионов и интегрированные интеллектуальные системы обеспечения комплексной безопасности общества
Рассматриваются состояние разработок и проблемы создания систем комплексной безопасности
Пояснительная записка к Комплексной (Сводной) программе повышения безопасности энергоблоков iconО государственной комплексной программе повышения плодородия почв россии
Рекомендовать органам исполнительной власти республик в составе Российской Федерации
Разместите кнопку на своём сайте:
Библиотека


База данных защищена авторским правом ©lib.znate.ru 2014
обратиться к администрации
Библиотека
Главная страница