Пояснительная записка к Комплексной (Сводной) программе повышения безопасности энергоблоков
| Вид материала | Пояснительная записка |
- Пояснительная записка к основной образовательной программе специализированной подготовки, 770.4kb.
- Пояснительная записка к программе повышения квалификации «Организационный менеджмент, 44.93kb.
- Лекция по теме экономическая безопасность в комплексной системе безопасности государства, 181.53kb.
- Пояснительная записка к программе повышения квалификации «Нормативно-правовое обеспечение, 43.71kb.
- Пояснительная записка к дополнительной образовательной программе «Углубленный курс, 121.6kb.
- Программа по охране труда и технике безопасности в летний период. Пояснительная записка, 169.45kb.
- Пояснительная записка 3 Содержание разделов и тем 5 Особенности мультиплатформенности, 151.67kb.
- Постановление Главы администрации Московской области от 7 мая 1993, 195.78kb.
- Косова Елена Алексеевна, без категории Класс 8 Рассмотрено на заседании педагогического, 797.72kb.
- Генеральный план пояснительная записка том I материалы по обоснованию проекта генерального, 1551.15kb.
№ 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:
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:
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:
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:
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. 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
| Нет |
A 2.2 Ссылка на международные рекомендации
| Нет |
A 2.3 Подробное описание проблемы
| Накопленный опыт эксплуатации реакторных установок (РУ) с ВВЭР показал, что в целом принятая в проектах РУ с ВВЭР конструкция узла уплотнения главного разъёма реактора (ГРР) обеспечивает надёжную работу. Несмотря на это, начиная с 1985 года, на уплотнительной поверхности и в канавках, используемых для укладки в них прутковых никелевых прокладок с целью уплотнения ГРР, стали выявляться микротрещины, забоины и другие дефекты. Причиной образования дефектов является коррозионное растрескивание металла (наплавки) под напряжением, вызванное наличием агрессивной среды на фланце корпуса реактора, а также низкой культуры производства технического обслуживания и ремонта оборудования РУ, в том числе ГРР. Для обеспечения надежной и безопасной работы уплотнения главного разъема реактора, поддержания его в проектных критериях, регламентируемых конструкторско-технологической документацией, необходимо применение специального оборудования. Специальное оборудование должно позволять выполнять уплотнение главного разъема реактора с проведением замеров параметров уплотнения, а так же с автоматическим вычислением и фиксацией данных. |
B. Подробное описание мероприятия :
| Мероприятие выполнено для ОП ХАЭС и ОП РАЭС в рамках программы модернизации Х2/Р4. Выполнена поставка гайковерта нового поколения, типа «TENSOR». Гайковерт позволяет затяжку шпилек с их вытяжкой на необходимую по КД величину и снабжен автономным устройством для выполнения операций измерения. Также для нужд отрасли закуплена машина многофункционального действия PROTEM US3000R, с помощью которой производится обработка металла фланцев ГРР точением, фрезерованием, производство сварочных работ при исправлении как локальных дефектов, так и полного снятия поверхностного слоя металла на необходимую глубину. В рамках данного мероприятия планируется закупка и установка нового модернизированного гайковерта главного разъема реактора на площадках ОП ЗАЭС и ОП ЮУАЭС (одного на площадку). |
C. Существующий опыт, имеющиеся решения по реализации работ:
С.1 Указание на степень готовности возможного решения:
C 1.1 [+] Решение уже существует для пилотного блока
C 1.2 [+] Решение адаптируется на других блоках
C 1.3 [ ] Запланированы исследования
С.2 Состояние выполнения мероприятия на блоках АЭС:
| ОП АЭС | ОП ЗАЭС | ОП ХАЭС | ОП РАЭС | ОП ЮУАЭС |
| Статус выполнения | Запланировано | Выполнено | Выполнено | Запланировано (в рамках мероприятия 22302) |
№ 12401 Разработка и реализация организационно-технических мероприятий по управлению аварией: течь теплоносителя из 1 го контура во 2 ой эквивалентным сечением Ду 100
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. 8.1.3 - 8.1.5, 8.1.8, 8.3.8, 8.4.9; НП 306.2.145-2008 [10] п. 3.5.15; ПНАЭ Г-10-021-90 [14] п. 2.1.9. |
A 2.2 Ссылка на международные рекомендации
| Отчет МАГАЭ IAEA-EBP-WWER-05 [27], CI4, S2, S9, I&C9, AA7 |
A 2.3 Подробное описание проблемы
| Возможное возникновение течи теплоносителя из 1-го контура во 2-ой приводит к повышению уровня и давления в аварийном ПГ, срабатыванию БРУ-А (ПК ПГ) и к кратковременному выбросу р/а веществ в окружающую среду. Из-за отсутствия системы диагностики размера течей увеличивается время от момента возникновения течи до ее подтверждения и принятия решения. Кроме того, время для принятия оператором решения и выполнения им действий по управлению течью ограничивается запасом теплоносителя для аварийной подпитки 1 контура. Проектом В-320 не определены однозначно: - методы и средства определения ИСА и аварийного ПГ, возможность контроля размеров течи; - также не проведена аттестация БРУ-А и ПК ПГ для работы на воде и пароводяной смеси. |
B. Подробное описание мероприятия:
| Проведённый анализ показал целесообразность реализации следующих мероприятий: - разработка совмещённого сигнала для определения ИСА и аварийного ПГ в условиях течи из 1 го контура во 2-й; - внедрение систем, позволяющих контролировать размер течи по радиоактивности 2-го контура; - разработка соответствующих алгоритмов и процедур по управлению аварией при возникновении ИСА; - замена ПК ПГ с квалификацией на пар, пароводяную смесь и воду, с функцией аварийного сброса давления с ПГ (выполняется в рамках мероприятия №13301); - обеспечение работоспособности БРУ-А на воде и пароводяной смеси (выполняется в рамках мероприятия №13302); - подпитка приямка ГА-201 (выполнено на ЗАЭС-1-6, РАЭС-3); - поэтапное отключение САОЗ ВД (выполняется в рамках мероприятия №13402); - анализ возможности внедрения системы сброса котловой воды для уменьшения неконтролированных выбросов в атмосферу в результате протечек теплоносителя из 1-го контура во 2-ой (письмо ГКЯРУ 15-31/5961 от 22.09.10) Необходима разработка и внедрение алгоритма автоматизации действий по управлению течью, который позволит минимизировать критичные переключения без участия оператора по наиболее короткой и критичной фазе аварии, после завершения которой оператор способен эффективно и с минимальными ошибками действовать в соответствии с действующими аварийными руководствами. В данный момент разработано и согласовано КТР №ТР-М.1234.08-123-08, в соответствии с которым разработан алгоритм работы оборудования при возникновении аварии «течь теплоносителя из первого контура во второй, алгоритм проходит экспертизу. |
С.1 Указание на степень готовности возможного решения:
С 1.1 [+] Решение уже существует на пилотном блоке
С 1.2 [ ] Решение адаптируется на других блоках
С 1.3 [ ] Запланированы исследования
С.2 Состояние выполнения мероприятия на блоках АЭС:
| Блок | ЗАЭС-1 | ЗАЭС-2 | ЗАЭС-3 | ЗАЭС-4 | ЗАЭС-5 | ЗАЭС-6 |
| Статус выполнения | Запланировано | Запланировано | Запланировано | Запланировано | выполняется | Запланировано |
| Блок | ХАЭС-1 | ХАЭС-2 | РАЭС-3 | РАЭС-4 | ЮУАЭС-3 | |
| Статус выполнения | Запланировано | выполняется | Запланировано | выполняется | Запланировано | |
№ 12402 Оптимизация стратегий техобслуживаний и ремонтов (в т.ч. на основе вероятностных подходов)
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
| Нет. |
A 2.2 Ссылка на международные рекомендации
| Отчет МАГАТЭ IAEA-TECDOC-1400 [31] Отчет МАГАТЭ IAEA-TECDOC-1200 [32] Отчет МАГАТЭ IAEA-TECDOC-1590 [33] Отчет МАГАТЭ IAEA-TECDOC-1383 [34] Отчет МАГАТЭ IAEA-TECDOC-1138 [35] |
A 2.3 Подробное описание проблемы
| Традиционный инженерный анализ определяет имеющиеся пределы надежности и поддержания безопасности и глубоко-эшелонированной защиты без оценки количественных рисков. В связи с этим планирование и проведение техобслуживания и ремонта (ТОиР):
Кроме того, существующие технические средства и ремонтные процедуры не позволяют выполнять анализ и мониторинг необходимых для успешного проведения ТОиР технологических параметров и геометрических размеров элементов и выполнять нестандартные процедуры (например, существующие процедуры для реактора не учитывают изменения геометрических размеров оборудования реактора и ВКУ за время эксплуатации, количественные требования к критериям контроля ремонтных операций и др.). Понятие анализа рисков базируется на количественных результатах выполненных ВАБ. Поэтому для оптимизации стратегии ТОиР может быть использован более эффективный и целенаправленный процесс за счет:
На сегодняшний день в атомной энергетике Украины отсутствуют нормативные документы, определяющие или разъясняющие концепцию ремонта на основе вероятностных подходов. Внедрение оптимизированных стратегий техобслуживаний и ремонтов не должно приводить к снижению текущего уровня безопасности. |
B. Подробное описание мероприятия :
Оптимизация ТОиР проводится в двух направлениях:
Для создания Системы сервисного обслуживания оборудования РУ необходимо выполнить следующие работы:
Использование стратегии ремонта на основе вероятностных подходов планируется реализовать посредствам оптимального планирования ремонта на основе методологии РОН (ремонт ориентированный на надёжность) с применением вероятностного подхода основано на расчёте структурных схем технологических систем, на основании показателей надёжности, стоимости и с учётом принципа не снижения уровня безопасности. В качестве исходных данных по надёжности планируется использовать накопленные данные по опыту эксплуатации и ремонту оборудования. В рамках внедрения методологии РОН с использованием вероятностных подходов будет определен перечень систем и элементов наиболее значимых с точки зрения влияния на безопасность, на основании деревьев отказов для систем выполнен анализ критических элементов (элементы, отказы которых приводят к отказу системы), оценены стратегии ремонтов и влияние оптимизации ремонтов на количественные показатели безопасности (частота повреждения активной зоны и частота предельного аварийного выброса). Дополнительно будут рассмотрены вопросы увеличение регламентного времени вывода оборудования СБ в ремонт и проведения ремонта оборудования СБ (выполняемые в настоящее время в период ППР) при работе энергоблока на мощности. При реализации методологии РОН будут учтены следующие основные факторы: значимость системы (элемента); регулирующие требования; техническое состояние оборудования, надежность/готовность; трудозатраты и стоимость. В ходе реализации мероприятия планируется выполнить следующие основные этапы:
В результате расчётов планируется получить данные по оптимальным объемам ремонтных работ на оборудовании рассматриваемых технологических систем. В качестве инструмента для оптимизации стратегий техобслуживаний и ремонтов предполагается использовать “оперативный” ВАБ. Данная задача взаимосвязана с карточкой №19102 |
C. Существующий опыт, имеющиеся решения по реализации работ:
С.1 Указание на степень готовности возможного решения:
C 1.1 [ ] Решение уже существует для пилотного блока
C 1.2 [ ] Решение адаптируется на других блоках
C 1.3 [+] Запланированы исследования
С.2 Состояние выполнения мероприятия на блоках АЭС:
| 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 | Запланировано | Запланировано (пилотный) | Запланировано | Запланировано | Запланировано | |
№ 13101 Анализ возможности и обоснование режима с работой САОЗ ВД/САОЗ НД от смежного приямка через линию планового расхолаживания без ТОАР. Разработка соответствующих аварийных процедур
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:
A2.1 Ссылка на требования норм, правил и стандартов по ЯРБ Украины/предписания надзорных органов
| НП 306.2.141-2008 [6] п. 10.9.1 |
A 2.2 Ссылка на международные рекомендации
| Нет |
A 2.3 Подробное описание проблемы
| Выполнение расчетно-аналитических исследований, направленных на возможность альтернативного использования для аварийного расхолаживания РУ действующих технологических систем САОЗ НД и САОЗ ВД с целью повышения надежности их использования. |
B. Подробное описание мероприятия:
| Основные этапы мероприятия: 1) Анализ возможности задействования насосов САОЗ ВД или САОЗ НД для расхолаживания РУ при неработоспособности ТАР на данном канале СБ. 2) В результате инженерного анализа разработать соответствующие аварийные процедуры. |
C. Существующий опыт, имеющиеся решения по реализации работ:
С.1 Указание на степень готовности возможного решения:
C 1.1 [+] Решение уже существует для пилотного блока
C 1.2 [+] Решение адаптируется на других блоках
C 1.3 [ ] Запланированы исследования
С.2 Состояние выполнения мероприятия на блоках АЭС:
| Блок | ЗАЭС-1 | ЗАЭС-2 | ЗАЭС-3 | ЗАЭС-4 | ЗАЭС-5 | ЗАЭС-6 |
| Статус выполнения | выполнено | выполнено | выполнено | выполнено | выполнено | выполнено |
| Блок | ХАЭС-1 | ХАЭС-2 | РАЭС-3 | РАЭС-4 | ЮУАЭС-3 | |
| Статус выполнения | выполнено | выполнено | выполнено | Запланировано | Выполнено | |
№ 13102 Модернизация алгоритма запуска каналов СБ по сигналу «Разрывная защита» 2-го контура с целью своевременного ввода отрицательной реактивности и недопущение режима повторной критичности (запуск каналов TQ 14-34)
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
| Нет |
A 2.2 Ссылка на международные рекомендации
| Нет |
A 2.3 Подробное описание проблемы
| При неотсекаемом от ПГ разрыве второго контура происходит ввод положительной реактивности, который может привести к повторному выходу реактора в критическое состояние (при температуре повторной критичности). Эффективности ОР СУЗ недостаточно для компенсации этого эффекта. Необходим ввод борной кислоты от каналов TQ14-34 (сегодня это действие выполняется оператором, который также производит снижение давления в первом контуре ниже 110 кгс/см2 – для обеспечения подачи от каналов TQ13-33. |
B. Подробное описание мероприятия:
| При срабатывании разрывной защиты по второму контуру обеспечить автоматическое включение на первый контур каналов TQ14-34. Для этого в существующих УСБ реализовать соответствующие блокировки, при действии разрывной защиты по второму контуру, путем ввода дополнительных блоков для оборудования реализованного на базе УКТС или корректировкой ПО для ПТК для этого необходимо: - проведение анализа с обоснованием нового алгоритма работы предлагаемой разрывной защиты второго контура; - разработка проектной документации с привязкой его к существующим защитам и блокировкам УСБ; - проведение монтажных и наладочных работ; - проведение испытаний и ввода данных блокировок в работу. Выполнение данного мероприятия связано с реализацией мероприятия № 14301 |
C. Существующий опыт, имеющиеся решения:
С.1 Указание на степень готовности возможного решения:
С 1.1 [+] Решение уже существует на пилотном блоке
С 1.2 [+] Решение адаптируется на других блоках
С 1.3: [ ] Запланированы исследования
С.2 Состояние выполнения мероприятия на блоках АЭС:
| Блок | ЗАЭС-1 | ЗАЭС-2 | ЗАЭС-3 | ЗАЭС-4 | ЗАЭС-5 | ЗАЭС-6 |
| Статус выполнения | выполнено | выполнено | выполнено | выполнено | выполнено | выполнено |
| Блок | ХАЭС-1 | ХАЭС-2 | РАЭС-3 | РАЭС-4 | ЮУАЭС-3 | |
| Статус выполнения | Запланировано | Запланировано | Запланировано | Запланировано | Запланировано | |
№ 13103 Внедрение запрета одновременного ввода положительной реактивности двумя и более способами
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 306.2.145-2008 [10] п. 3.3.42 |
A 2.2 Ссылка на международные рекомендации
| Нет |
A 2.3 Подробное описание проблемы
| Техническими средствами должна быть исключена возможность ввода положительной реактивности одновременно двумя или более средствами воздействия на реактивность, в частности системой борного регулирования и органами регулирования СУЗ. |
B. Подробное описание мероприятия:
| Целью реализации мероприятия является выполнение требований НП 306.2.145-2008 [10], п. 3.3.42, исключающих возможность одновременного ввода положительной реактивности двумя и более средствами воздействия на реактивность, а именно; вводится дополнительно предупредительная защита II рода. На ОП ЗАЭС данное мероприятие реализовано решением №1-6.ТА.YS.Рш.705 от 22.06.2000г. Средствами, которые могут вносить реактивность, являются: -линия подачи чистого конденсата, с последовательно расположенной арматурой TK70S11, TK70S14, через систему штатной подпитки первого контура в активную зону реактора; -схема группового и индивидуального управления ОР СУЗ. Для исключения одновременного ввода положительной реактивности за счет подъема ОР СУЗ, и ввода дистиллята в активную зону реактора должен формироваться сигнал ПЗ-2 (запрет на подъем ОР СУЗ) по факту начала открытия арматуры TK70S11, TK70S14, что позволяет повысить безопасность работы реакторной установки. Сигнал срабатывания ПЗ-2 снимается по факту закрытия арматуры TK70S11, TK70S14. Срабатывание защиты ПЗ-2 по данному факту должно сигнализироваться соответствующими табло БЩУ, щите СУЗ, а также регистрироваться в ИВС. Данное мероприятие выполняется при реализации мероприятия № 14202 |
C. 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 адаптируется на других блоках
С 1.3 [ ] Запланированы исследования
С.2 Состояние выполнения мероприятия на блоках АЭС:
| Блок | ЗАЭС-1 | ЗАЭС-2 | ЗАЭС-3 | ЗАЭС-4 | ЗАЭС-5 | ЗАЭС-6 |
| Статус выполнения | Выполнено | Выполнено | Выполнено | Выполнено | Выполнено | Выполнено |
| Блок | ХАЭС-1 | ХАЭС-2 | РАЭС-3 | РАЭС-4 | ЮУАЭС-3 | |
| Статус выполнения | Запланировано | Запланировано | Выполнено | Выполнено | выполняется | |
13202 Запитка от надежного питания ΙΙ категории систем нормальной эксплуатации, обеспечивающих подкритичность реактора
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
| Нет |
А 2.2 Ссылка на международные рекомендации
| Отчет МАГАТЭ IAEA-EBP-WWER-05 [27], S3, EL4 |
A 2.3 Подробное описание проблемы
| При авариях, связанных с обесточиванием, для перевода блока в безопасное состояние, используются системы безопасности, которые необходимы для преодоления аварийных ситуаций и проектных аварий, ликвидации их последствий и предотвращения перерастания в запроектные аварии, в частности для исключения возможности подачи запирающей воды в уплотнения ГЦН. Для питания систем безопасности предусмотрено резервное аварийное электроснабжение от дизель-генераторов. В число систем с резервным электроснабжением от дизель-генераторов не входят системы нормальной эксплуатации (СНЭ). Обеспечение работы СНЭ во время аварии путем запитки от надежного питания ΙΙ категории в условиях предполагаемых отказов могло бы уменьшить риск возникновения и развития аварий, в том числе обеспечить работоспособность систем, обеспечивающих сохранность турбины. |
B. Подробное описание мероприятия:
| Предусматривается создание общеблочной дизель-генераторной станции (ОРДЭС) одной на два энергоблока, состоящей из двух дизель-генераторов с подключением систем нормальной эксплуатации, важных для безопасности. Создание ОРДЭС повышает надежность системы аварийного электроснабжения за счет отключения от этой системы потребителей, не относящихся к системе безопасности, также обеспечит возможность использования систем нормальной эксплуатации, таких как система подпитки, система подачи воды на уплотнение ГЦН, для безопасного останова блока при обесточивании. Мероприятие реализовано на энергоблоках ЗАЭС-1-6. В рамках достройки энергоблоков мероприятие реализовано на Х2/Р4. Для реализации мероприятия на ХАЭС-1 и РАЭС-3 должно быть выполнено подключение систем нормальной эксплуатации, важных для безопасности к имеющимся ОРДС, что потребует строительства отдельного здания ЦЩУ-2 для РАЭС и РУСН для ХАЭС-1 с последующей прокладкой кабельных коммуникаций установкой и наладкой оборудования 6/0,4 кВ. |
C. Существующий опыт, имеющиеся решения по реализации работ:
С.1 Указание на степень готовности возможного решения:
C 1.1 [+] Решение уже существует для пилотного блока
C 1.2 [+] Решение адаптируется на других блоках
C 1.3 [ ] Запланированы исследования
С.2 Состояние выполнения мероприятия на блоках АЭС
| Блок | ЗАЭС-1 | ЗАЭС-2 | ЗАЭС-3 | ЗАЭС-4 | ЗАЭС-5 | ЗАЭС-6 |
| Статус выполнения | выполнено | выполнено | выполнено | выполнено | выполнено | выполнено |
| Блок | ХАЭС-1 | ХАЭС-2 | РАЭС-3 | РАЭС-4 | ЮУАЭС-3 | |
| Статус выполнения | выполняется | выполнено | выполняется | выполнено | выполнено | |
№ 13301 Замена ПК ПГ с квалификацией на пар, пароводяную смесь и воду, с функцией аварийного сброса давления с ПГ
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
| ПНАЭ Г-7-008-89 [15] п.п. 6.1.12, 6.2.5, 6.2.12; НП 306.2.141-2008 [6] п. 8.1.9. |
A 2.2 Ссылка на международные рекомендации
| Отчет МАГАТЭ IAEA-EBP-WWER-05 [27], S9, S10 |
A 2.3 Подробное описание проблемы
| Проектные ИПУ ПГ производства ПО ЧЗЭМ (г. Чехов, РФ) имеют следующие недостатки: 1) Не обеспечивается надежная работа на двухфазной сpеде, воде, чередовании сpед. 2) Конструкцией клапана не пpедусмотpена возможность контpоля положения затвоpа главного клапана и импульсных клапанов, контpолиpуется только наличие питания на соленоидах импульсных клапанов. 3) Не обеспечена pемонтопpигодность (отдельные опеpации по pемонту) без выpезки главного клапана из паpопpовода. 4) Импульсный клапан имеет pычажный пpивод. 5) Не обеспечивается дистанционное пpинудительное откpытие (закpытие) пpи низких давлениях (пpоцедуpа «Feed&Bleed»). Проведенный анализ возможностей усовершенствования ИПУ ПГ показал целесообpазность замены импульсно-пpедохpанительных устpойств на клапаны более совеpшенной констpукции, удовлетворяющие требованиям норм, правил и стандартов по ЯРБ. |
B. Подробное описание мероприятия:
| Выполнить замену импульсно-предохранительных устройств парогенераторов на энергоблоке №3 ЮУ АЭС тип 586-20-ЭМФ-02, 969-250/300-0-01 на ИПУ тип SIZ2507 производства фирмы «Bopp&Reuther», которые не имеют отклонений от требований действующих в атомной энергетике Украины НД и обеспечивают:
В настоящее время выполнена замена ИПУ ПГ на клапана производства «SEBIM» (Франция) на энергоблоках ЗАЭС-1÷6, ХАЭС-1,2, РАЭС-3,4. |
C. 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 адаптируется на других блоках
С 1.3 [ ] Запланированы исследования
С.2 Состояние выполнения мероприятия на блоках АЭС:
| Блок | ЗАЭС-1 | ЗАЭС-2 | ЗАЭС-3 | ЗАЭС-4 | ЗАЭС-5 | ЗАЭС-6 |
| Статус выполнения | Выполнено | Выполнено | Выполнено | Выполнено | Выполнено | Выполнено |
| Блок | ХАЭС-1 | ХАЭС-2 | РАЭС-3 | РАЭС-4 | ЮУАЭС-3 | |
| Статус выполнения | Выполнено | Выполнено | Выполнено | Выполнено | Выполняется | |
№13302 Обеспечение работоспособности БРУ-А при истечении пароводяной смеси, воды, а также с обеспечением надежного выполнения функции аварийного сброса давления
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 ынадзорных органов
| НП 306.2.141-2008 [6] п п. 4.1.1; 8.1.5; 8.1.8 |
A 2.2 Ссылка на международные рекомендации
| Отчет МАГАТЭ IAEA-EBR-WWER-5 [27], S9, S10 |
A 2.3 Подробное описание проблемы
| На энергоблоках АЭС Украины с ВВЭР 1000/В 320 установлены БРУ А (изготовитель – ПО «ЧЗЭМ», г. Чехов, Московская обл., РФ), в ТУ на которые отсутствует информация в части аттестации работы арматуры БРУ А на воде и пароводяной смеси. |