Реферат: Перечень мероприятий для
Раздел 3
Перечень мероприятий для
энергоблоков ВВЭР-1000/В-302,338
СОДЕРЖАНИЕ
0
Общее
01
Квалификация
20101
Разработка материалов и выполнение квалификации элементов энергоблока
1
Активная зона реактора и обращение с топливом
11
Нейтронно-физические характеристики активной зоны
12
Конструкция активной зоны
13
Обращение с топливом
21302
Внедрение оборудования и методики проведения сиппинг-метода КГО в рабочей штанге перегрузочной машины в процессе транспортирования ТВС (метод КГО ПМ)
2
Целостность компонентов
21
Система первого контура
22101
Повышение надежности защиты 1-го контура от высокого давления в холодном состоянии
22102
Внедрение концепции «течь перед разрушением» для ГЦТ 1-го контура
22
Важные для безопасности системы под давлением
22201
Предотвращение последствий, связанных с разрывами трубопроводов второго контура за пределами герметичного объема
22202
Внедрение усовершенствованной системы диагностики плотности т/о САОЗ
22203
Замена обратных клапанов на трубопроводах острого пара с повышением их надёжности и ремонтопригодности
23
Реактор (включая корпус)
22301
Оценка технического состояния и ресурса корпусов реакторов в процессе эксплуатации
22302
Внедрение оборудования для усовершенствования уплотнения главного разъема реактора
24
Прочие
22401
Разработка организационно-технических мероприятий по управлению аварией: течь теплоносителя из 1-го контура во 2-ой эквивалентным сечением Ду100
22402
Оптимизация стратегий техобслуживаний и ремонтов (в т.ч. на основе вероятностных подходов)
3
Системы
31
Поддержание реактивности
23103
Внедрение запрета одновременного ввода положительной реактивности двумя и более способами
32
Поддержание запаса теплоносителя 1 контура
23201
Приобретение и внедрение в эксплуатацию автоматизированной системы вихретокового контроля металла теплообменных труб и перемычек коллекторов парогенераторов ПГВ-1000.
33
Охлаждение первого контура
23301
Замена ПК ПГ с квалификацией на пар, пароводяную смесь и воду, с функцией аварийного сброса давления с ПГ
23302
Обеспечение работоспособности БРУ-А при истечении пароводяной смеси, воды, а так же с обеспечением надежного выполнения функции аварийного сброса давления
34
Поддержание давления в 1 контуре
23401
Повышение надежности выполнения функции теплоотвода от 1-ого контура (в том числе реализация функции «сброс-подпитка»)
23402
Модернизация САОЗ ВД для обеспечения возможности управления давлением на напоре при работе насоса системы на 1-й контур
23403
Модернизация САОЗ НД для обеспечения возможности управления давлением на напоре при работе насоса системы на 1-й контур
35
Вспомогательные системы
23501
Замена автономных кондиционеров на кондиционеры, квалифицированные на “жесткие” условия и сейсмические воздействия
23502
Внедрение комплексной системы диагностики систем РУ
23503
Анализ необходимости дополнительного автономного аварийного освещения и реализация по результатам анализа
23504
Организация новых мест контроля концентрации боpа 10 в системах, связанных с 1-м контуром
4
АСУ ТП
41
Информационная система
24101
Приборное обеспечение во время и после запроектных аварий
24102
Создание системы контроля перемещения трубопроводов 1-го контура
24103
Модернизация системы нормальной эксплуатации важной для безопасности реакторного отделения (СНЭ ВБ РО) (контрольно-измерительные приборы (КИП), технологические защиты, блокировки и сигнализация (ТЗБиС), система автоматического регулирования и дистанционного управления (САРиДУ), оборудование спец. корпусов класса безопасности 3Н)
24104
Модернизация системы нормальной эксплуатации важной для безопасности турбинного отделения (СНЭ ВБ ТО) (контрольно-измерительные приборы (КИП), система контроля механических величин турбины (СКМВТ), технологические защиты, блокировки и сигнализация (ТЗБиС), система автоматического регулирования и дистанционного управления (САРиДУ))
42
Система управления и защиты реактора
24202
Модернизация АКНП с целью приведения в соответствие с требованиями НТД
24205
Модернизация системы электропитания ОР СУЗ
43
Управляющие системы безопасности
44
Системы контроля и управления
24401
Модернизация систем радиационного контроля (СРК) АЭС
24403
Создание системы по сохранению работоспособности и обеспечению сохранения информации в условиях проектных и запроектных аварий («черный ящик»)
24404
Модернизация системы управления резервных дизель-генераторов
5
Электроснабжение
51
Внешние источники
25101
Повышение надежности аварийного электроснабжения энергоблока
52
Распределение энергии
25201
Замена выключателей 6 кВ в секциях СБ
25202
Модернизация САЭ 1 й группы надежности (включая замену ЩПТ)
25203
Модернизация кабельного хозяйства систем безопасности
25204
Модернизация системы питания собственных нужд 6 кВ
25205
Модернизация СВБ с заменой электродвигателей 6 и 0,4 кВ
25206
Модернизация распределительных устройств 6/0,4 кВ
25207
Модернизация гермопроходок 0,4 кВ с целью повышения надежности
25208
Модернизация схем РЗА с внедрением реле на микроэлектронной базе
6
Контаймент и строительные конструкции
61
Риск байпасирования контаймента
62
Целостность
26201
Внедрение системы контроля концентрации водорода в ГО для запроектных аварий
26202
Оснащение энергоблоков ОП АЭС системами дистанционного контроля усилий в АК СПЗО
26203
Разработка и внедрение мероприятий по снижению концентрации водорода в ГО для запроектных аварий
26204
Разработка и согласование типовой методики мониторинга НДС ЗО и усилий в АК СПЗО
7
Внутренние опасности
71
Защита от пожарной опасности
27101
Модернизация системы автоматической пожарной сигнализации помещений систем безопасности АЭС
27103
Оснащение установками автоматического контроля силового маслонаполненого оборудования главной схемы выдачи мощности АЭС
72
Защита от затопления
27201
Модернизация БЗОК с целью устойчивости к внутренним и внешним воздействиям
27203
Гидроизоляция помещений АПЭН, физическое разделение по доступу
73
Опасности, связанные с разрывами трубопроводов и летящими предметами
8
Внешние опасности
81
Сейсмическая
28101
Обеспечение сейсмостойкости элементов, систем и сооружений, важных для безопасности
82
Природные явления
83
Внешние техногенные
9
Анализы аварий
91
Анализы безопасности
29101
Разработка ОАБ согласно требованиям НД в полном объеме
29102
Разработка оперативного ВАБ
29103
Учет полного спектра исходных событий для всех регламентных состояний РУ в ВАБ
92
Управление авариями
29203
Усовершенствование инструкций по ликвидации аварий, возникающих при пониженной мощности и в ППР
29204
Выполнение анализа тяжелых аварий. Разработка РУТА
№20101 Разработка материалов и выполнение квалификации
элементов энергоблока
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 эксплуатации
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. 10.7.2. п. 8.1.9
НП 306.5.02/2.068-2003 [8]: п. 4.2
НП 306.2.099-2004 [9]: Додаток до п. 5.4 , п.1
A.2.2 Ссылка на международные рекомендации
Отчет МАГАТЭ IAEA-EBP-WWER-14 [28], G2
Заключительный отчет МАГАТЭ по проекту “Оценка безопасности украинских атомных электростанций” (соглашение EК: 2007/145268) [53].
A.2.3 Подробное описание проблемы безопасности
Несоответствие фактических характеристик оборудования требуемым квалификационным требованиям для условий, образующихся при аварийных ситуациях (температура, давление, радиационное излучение и др.), может привести к его отказу и, соответственно, повлиять на функции безопасности. Для большей части оборудования и элементов в соответствии с техническими условиями обеспечивается работоспособность при внешних воздействиях (сейсмическом) и внутренних воздействиях («жесткие» условия окружения, возникающие при проектных авариях). Однако для отдельных видов оборудования отсутствует подтверждение необходимой квалификации.
B. Подробное описание мероприятия:
Необходимо проведение анализа для выявления оборудования и элементов систем безопасности, для которых требуется проведение квалификации. При этом, в качестве обязательных мер, предусматривается:
Этап подготовки проектных исходных данных:
разработка перечня исходных событий;
разработка развернутого перечня оборудования, подлежащего квалификации с указанием категорий;
разработка отчета по категоризации.
Этап выполнения мероприятий по квалификации оборудования:
сбор и анализ данных на наличие квалификационных характеристик в технических условиях, паспортах и другой документации на оборудование, подлежащее квалификации;
разработка отчета о начальном состоянии квалификации;
разработка перечня оборудования с неподтвержденными квалификационными характеристиками, которому требуется проведение квалификации.
группирование оборудования и определение методов проведения квалификации;
разработка отчета по выполнению группирования и выбору методов проведения квалификации;
разработка методик квалификации оборудования,
проведение квалификации оборудования,
разработка отчетных материалов по результатам проведения квалификации, обосновывающих подтверждение квалификации.
Этап сохранения квалификации.
разработка и выпуск решений по поддержанию квалификации с указанием компенсирующих мероприятий и графиков замены оборудования, не прошедшего квалификацию;
выполнение компенсирующих мероприятий и графиков замены оборудования.
Вновь поставляемое оборудование должно быть квалифицировано изготовителем; квалификация должна подтверждаться соответствующими документами.
C. Существующий опыт, имеющиеся решения по реализации работ:
C.1 Указание на степень готовности реализации работ:
C.1.1 [+] Решение уже существует для пилотного блока
C.1.2 [+] Решение адаптируется на других блоках
C.1.3 [ ] Запланированы исследования
C.2 Состояние выполнения на энергоблоках АЭС:
Блок АЭС
ЮУАЭС-1
ЮУАЭС-2
Статус выполнения мероприятия
Выполняется
Выполняется
№21302 Внедрение оборудования и методики проведения сиппинг-метода КГО в рабочей штанге перегрузочной машины в процессе транспортирования ТВС (метод КГО ПМ)
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
Современный штатный метод контроля герметичности оболочек (КГО) твэлов во время планово-предупредительного ремонта (ППР) в своей основе предполагает использование специального стенда, расположенного в бассейне выдержки, вследствие чего проведение контроля связано с необходимостью выполнения дополнительных транспортных операций по перемещению топлива в пенал и из пенала стенда КГО.
Контроль герметичности оболочек твэлов во время ППР проводится для каждой ТВС индивидуально - в стенде КГО. Длительность операции проведения собственно контроля, а также связанных с ним транспортных операций, составляет при проверке всех ТВС время порядка 10 суток (большие временные затраты для КГО). При этом перегрузочная машина не может выполнять другие операции.
Использование более оперативного метода КГО твэлов ТВС, повысит безопасность при транспортировке топлива за счет уменьшения транспортных операций.
B. Подробное описание мероприятия:
Внедрение оперативных методов КГО твэлов во время ППР для бесчехловых ТВС РУ типа ВВЭР-1000 возможно лишь на основе использования таких технических средств, которые создавали бы для проверяемой ТВС условия для проведения представительных измерений активности реперных продуктов деления (ПД), выходящих из-под оболочек твэлов после возникновения в них сквозных дефектов (разгерметизации).
В практике зарубежных фирм получил широкое распространение так называемый метод КГО "Sipping-in-Core", в котором проверка ТВС осуществляется непосредственно в активной зоне сразу же после остановки реактора и вскрытия крышки. Метод заключается в том, что каждая ТВС (а проверка осуществляется группами по 6÷8 ТВС) помещается под специальный колпак, позволяющий полностью или частично перекрыть расход циркуляции теплоносителя через ТВС.
Следствием этого является повышение в воде, заполняющей ТВС, дополнительно к фоновой активности некоторых продуктов деления, если в ТВС имеются негерметичные твэлы.
Этот процесс интенсифицируется незначительным (максимум на
15-20°С) подогревом в ТВС из-за уменьшения расхода теплоносителя через ТВС.
Имеется опыт использования такого метода на АЭС с реакторами ВВЭР-440. На АЭС "Ловииза" (Финляндия) используется аппаратура, разработанная и поставленная фирмой ASEA-ATOM (Швеция). На АЭС "Богунице" в Словакии используется метод, купленный у фирмы Siemens (Германия).
Из опыта использования метода на этих АЭС известно, что при нормальной работе реактора с малым числом негерметичных твэлов в активной зоне (единицы твэлов) Sipping-метод позволяет с высокой вероятностью идентифицировать ТВС с негерметичными твэлами. При этом время, необходимое для проверки всех ТВС активной зоны ВВЭР-440, составляет 1,5÷2 суток.
Прямое применение указанных выше методов КГО на АЭС с ВВЭР-1000 невозможно, поскольку ТВС ВВЭР-1000 не имеет чехла, а упомянутые выше методы принципиально применимы только к чехловым ТВС. Однако сам принцип "Sipping-in-Core" может быть реализован, для чего предлагается использовать объем рабочей штанги перегрузочной машины, в которой ТВС размещаются при перемещении ТВС во время ППР. При этом можно будет проводить КГО, совмещая процесс контроля с транспортными операциями с ТВС.
Это означает, что во время ППР не требуется выделения специального времени для КГО. Кроме того, отсутствие дополнительных в целях КГО операций над ТВС способствует повышению безопасности при обращении с топливом
Системы сиппинг-контроля «AREVA NP» с дегазацией водяной пробы внедрены на энергоблоках РАЭС-3,4 и ХАЭС-2. Эти системы позволяет определить негерметичную ТВС при ее перемещении из активной зоны без прерывания транспортно-технологических операций (ТТО) и выполнения статистической обработки результатов измерений группы ТВС.
Определение разгерметизации оболочки топливной сборки в системах основывается на измерении газовых продуктов деления (ксенон, криптон), высвобождающихся из-под оболочки топливного элемента при перемещении топливной сборки из активной зоны в транспортное положение.
В работе системы оперативного сиппинг-контроля производства фирмы «AREVA NP» используется явление перепада давления, возникающее при поднятии ТВС из активной зоны в рабочую штангу машины перегрузочной, и приводящее к высвобождению водорастворимых и/или газообразных продуктов деления через оболочки дефектных твэл.
Растворенные в воде и/или газообразные продукты деления, выходящие из поврежденного топливного стержня во время перемещения ТВС, отбираются из рабочей штанги МП, дегазируются и используются для оценки целостности топлива.
Во время выполнения транспортно-технологических операций с ТВС осуществляется отбор пробы воды, которая направляется в блок дегазации. Таким образом, отсутствует необходимость дополнительного «стояночного» времени ТВС в верхнем положении.
При поступлении пробы воды в блоке дегазации создается вакуум, который позволяет выделить газообразные продукты деления криптон и ксенон (Kr-85, Xe-133) из воды. Выделяющиеся газы отводятся на бета-анализатор, измеряющий активность газообразных продуктов деления (Kr-85, Xe-133). Измерение проводится с помощью двух бета-радиометров с независимой регистрацией скорости бета-счета по каждому бета-радиометру. Регистрация показаний с помощью двух независимых бета-радиометров обеспечивает представительность измерения при проверке отдельной ТВС.
Сиппинг-контроль осуществляется одновременно с проведением выгрузки ТВС или их перестановки. Только в случае работы с поврежденным топливом требуется небольшой период времени для промывки штанги и системы отбора проб.
Топливная сборка классифицируется, как дефектная или герметичная, на основе сравнения активности газообразных продуктов деления вблизи ТВС, рассчитанной по измерениям их концентрации, со значением фоновой активности. Значения непрерывных замеров активности отображаются на жидкокристаллическом дисплее, а результаты контроля распечатываются по завершению сиппинг-контроля. Однако самым важным параметром является изменение динамики значений измерений.
Результаты сиппинг-контроля выдаются сразу же после установки ТВС в заранее определенное расположение в соответствии с программой перегрузки.
ТВС, выявленные данной системой как негерметичные или подозрительные проверяются в пеналах штатной системы СОДС для подтверждения наличия в них негерметичных твэлов и для проверки соответствия критерию отказа.
Сравнительный анализ результатов КГО на РАЭС-3,4 и на ХАЭС-2 показал хорошую сходимость полученных результатов между СКГО МП и пенальным методом КГО по качественным характеристикам (герметичная/негерметичная).
Для внедрения системы КГО ПМ необходимо реализовать следующие мероприятия:
1) Разработка методики проведения КГО МП и обоснование ядерной и радиационной безопасности СКГО МП.
2) Оснащение рабочей штанги МП механической частью системы КГО МП.
3) Внедрение оборудования технологической части системы КГО МП (врезка пробоотборных импульсных трубок, регулировка проходных сечений для теплоносителя).
Штанга ПМ выполняет роль пенала стенда КГО, обеспечивая условия для получения корректной информации о состоянии (герметичности) оболочек твэлов. Таким образом, достигается оптимальный вариант процедуры КГО твэлов ТВС во время ППР. Необходимость внедрения мероприятия на блоках ЮУ АЭС обоснована в Концептуальном техническом решении от 18.07.2007 № ТР.0.0023.1430 "О системе оперативного проведения КГО ТВЭЛ ТВС в рабочей штанге машины перегрузочной".
Внедрение системы КГО МП позволит:
- сократить общее время перегрузки за счет уменьшения количества ТВС, проверяемых в пеналах систем КГО (блок и №1,2) и СОДС (блок №3);
- повысить безопасность при перегрузке ТВС за счет уменьшения количества транспортных операций с ТВС;
- сократить расходы борной кислоты на проведение КГО в пеналах систем КГО (блоки №1,2) и СОДС (блок №3).
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 на энергоблоках АЭС (В-302 и В-318):
Блок АЭС
ЮУАЭС-1
ЮУАЭС-2
Статус выполнения
Запланировано
Запланировано
№22101 Повышение надежности защиты 1-го контура от высокого давления в холодном состоянии
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
НП306.2.141-2008 [6]: п. 8.1.9
A 2.2 Ссылка на международные рекомендации
Отчет МАГАТЭ IAEA-EBP-WWER-14 [28], S1, S4, АА6
A 2.3 Подробное описание проблемы
Целостность корпуса реактора (КР) должна обеспечиваться на протяжении всего срока службы реакторной установки, поскольку проектом не предусмотрены средства, которые предотвращают катастрофические последствия разрушения корпуса реактора.
В процессе эксплуатации, под воздействием нейтронного облучения корпуса реактора, в материале КР происходит смещение критической температуры хрупкости Тк в область более высоких температур и сопротивляемость металла КР и его сварных соединений хрупкому разрушению уменьшается.
Смещение критической температуры хрупкости в область более высоких температур повышает риск переопрессовки КР в ситуации, когда реактор находится в состоянии холодного останова (причинами, приводящими к холодной переопрессовке, могут служить разбаланс между подачей и отводом среды системой подпитки-продувки и др.). Риск создания избыточного давления существенно повышается, когда первый контур в заполненном состоянии, например при гидравлических испытаниях. Смещение критической температуры хрупкости материала КР в область более высоких температур непосредственно связано с установлением температуры гидравлических испытаний, которая находится в зависимости от выработанного ресурса.
Исходя из условий хрупкой прочности металла РУ при температуре металла не менее 130 °С допустимое давление в первом контуре не должно быть более
35 кгс/см2. В режимах разогрева, расхолаживания РУ при низких температурах теплоносителя из-за ошибочных действий персонала или отказов автоматики возможно превышение давления в первом контуре допустимого значения.
Реализация мероприятия направлено на выполнение функции защиты 1-го контура от превышения давления в зависимости от температуры РУ.
B. Подробное описание мероприятия:
Для повышения надежности защиты 1-го контура от высокого давления в холодном состоянии необходимо реализовать мероприятие:
- замена ПК-КД, предусматривающая возможность выполнения функции защиты первого контура от превышения давления в зависимости от температуры РУ.
- модернизация ТЗ и Б.
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 на энергоблоках АЭС:
Блок АЭС
ЮУАЭС-1
ЮУАЭС-2
Статус выполнения
Выполняется
Выполняется
№22102 Внедрение концепции «течь перед разрушением» для ГЦТ 1 контура
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
А. 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. 8.3.4 .
A 2.2 Ссылка на международные рекомендации
Отчет МАГАТЭ IAEA-EBP-WWER-14 [28], CI 3, I&C7
A 2.3 Подробное описание проблемы
В нормативной базе Украины требование общего характера в отношении концепции «течь перед разрушением» впервые появилось только в разделе «Первый контур» НП 306.2.141-2008 [6] (пункт 8.3.4) – «На энергоблоках АС должна быть реализована концепция течи перед разрушением», которое ещё не развито и не отражено в необходимом объеме в ПНАЭ Г-7-002-87.
В проекте РУ В-320 при оценке безопасности использовался подход, связанный с постулированием разрывов трубопроводов первого контура и последующей защитой от их последствий с помощью аварийных опор- ограничителей. Такого рода подход предусматривал установку массивных опор-ограничителей, которые должны препятствовать движению разорвавшихся концов трубопроводов под действием реактивных усилий при истечении теплоносителя и поглощать кинетическую энергию трубопровода. Опоры-ограничители установлены на трубопроводах большого диаметра первого контура (ГЦТ, соединительный трубопровод КД). Для оценки состояния трубопроводов 1 контура и возможности образования трещин, которые могут привести к их разрыву, в мировой практике применяется концепция «течь перед разрушением», реализация которой позволяет:
оценить возможность и характер возникновения и развития течей трубопроводов 1 контура;
определить необходимые технические средства и организационные мероприятия, которые позволят своевременно обнаружить и локализовать течь 1 контура и принять меры по ее устранению.
Внедрение концепции ТПР для главного циркуляционного контура и соединительного трубопровода КД позволит значительно уменьшить вероятность разрывов трубопроводов, так как раннее обнаружение течи или крупного дефекта в металле трубопровода позволит своевременно принять меры для предотвращения аварии.
B. Подробное описание мероприятий:
Концепция ТПР внедрена на энергоблоках ХАЭС-2 и РАЭС-4 по согласованному с ГКЯРУ решению о применении российских нормативных документов. Для внедрения мероприятия на остальных блоках в соответствии с «План-графиком выполнения работ по разработке и внедрению нормативно- методической документации и расчётных кодов (программ) для реализации концепции ТПР на АЭС Украины», согласованным ГКЯРУ:
- разработана и согласована с ГКЯРУ нормативно- методическая документация для реализации концепции ТПР на АЭС Украины (Руководство и Методика).
- разработан и согласован отчет по верификации расчётных кодов (программ) для реализации концепции ТПР на АЭС Украины.
Осталось выполнить следующие мероприятия:
- внедрение концепции ТПР на «пилотном» энергоблоке РАЭС-1;
- адаптация внедрения концепции на другие э/б АЭС Украины.
C. Существующий опыт, имеющиеся решения по реализации работ:
C.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 АЭС
ЮУАЭС-1
ЮУАЭС-2
Статус выполнения
Запланировано
Запланировано
№22201 Предотвращение последствий, связанных с разрывами трубопроводов второго контура за пределами герметичного объема
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.8.1.12.
A 2.2 Ссылка на международные рекомендации
Отчет МАГАТЭ IAEA-EBP-WWER-14 [28], CI6, IH7, АА5.
Заключительный отчет МАГАТЭ по проекту “Оценка безопасности украинских атомных электростанций”(соглашение EК: 2007/145268) [53].
A 2.3 Подробное описание проблемы
В трубопроводном коридоре между МЗ и РО, а также в деаэраторном отделении на отметках 34, 26 и 17 отсутствует физическое разделение трубопроводов пара и питательной воды. Трубопроводы имеют значительную протяженность в пределах одного помещения (деаэраторная этажерка).
Следствием разрыва одного трубопровода может быть повреждение соседних трубопроводов питательной воды и паропроводов (отказ по общей причине). Динамические эффекты, связанные с разрывом трубопроводов, могут, в наиболее тяжелом случае, привести к каскадному отказу 2-х и более ПГ. Для «пилотного» энергоблока ЮУ АЭС-1 (для энергоблока №2 адаптация) предусмотрено проведение анализа с целью обоснования целостности трубопроводов пара и питательной воды.
По результатам анализа будут определены необходимые компенсирующие мероприятия.
B. Подробное описание мероприятия:
Для решения проблемы необходимо выполнить:
1) Расчетное обоснование целостности паропроводов и трубопроводов питательной воды для квалификации на аварийные режимы.
2) Реконструкция паропроводов и трубопроводов питательной воды по результатам выполненного мероприятия 1.
Работы выполняет ИЯИ РЖЭЖ (Чехия) Выполнен первый этап “Проведение расчетных анализов прочности трубопроводов питательной воды с учетом сейсмического воздействия”.
В феврале 2009г ЮУ АЭС получила от ИЯИ РЖЭЖ финальные материалы в части расчета структурной прочности трубопроводов питательной воды, анализу влияния вторичных воздействий с разработкой соответствующих компенсирующих мероприятий, учитывающих влияние сейсмические воздействий на площадке ЮУ АЭС.
Полное окончание работ ожидается с завершением замены ПК ПГ и БРУ-А. Оставшийся объем включает анализ конфигурации модернизированных паропроводов на соответствие концепции «зона без разрыва», выполнение уже разработанных мероприятий по дополнительному раскреплению трубопроводов питательной воды, разработку и выполнение мероприятий по дополнительному раскреплению паропроводов (при необходимости).
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 на энергоблоках АЭС:
Блок
ЮУАЭС-1
ЮУАЭС-2
Статус выполнения
Выполняется
Выполняется
№22202 Внедрение усовершенствованной системы диагностики плотности т/о САОЗ
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.8.3.6;
НП.306.2.145-2008 [10]: п.3.5.17;
ПНАЭГ-5-020-90 [18]: п.3.2.6.
A 2.2 Ссылка на международные рекомендации
Отчет МАГАТЭ IAEA-EBP-WWER-14 [28], S7.
A 2.3 Подробное описание проблемы
Отвод тепла от РУ с использованием теплообменника САОЗ в основном осуществляется САОЗ НД в режимах: планового расхолаживания РУ, отвода остаточных тепловыделений активной зоны при ремонтном расхолаживании и в аварийных с течью теплоносителя I-го контура.
При работе РУ на мощности через т/о САОЗ постоянно циркулирует техническая вода ответственных потребителей. Циркуляция раствора борной кислоты осуществляется периодически (во время опробования насоса аварийного расхолаживания) по линии рециркуляции насоса, и, при необходимости, по линии перемешивания раствора в баках САОЗ.
В настоящее время при проектной схеме САОЗ существуют следующие опасности в части влияния на проектные функции безопасности:
- в режиме работы энергоблока на мощности аварийные системы, в том числе САОЗ низкого давления, находятся в режиме ожидания и давление со стороны 1-го контура, содержащего раствор борной кислоты существенно ниже давления в контуре технической воды ответственных потребителей;
- в случае повреждения трубки т/о САОЗ происходит попадание технической воды в межтрубное пространство т/о, содержащее борный раствор с концентрацией бора 16 г/кг, и, как следствие, разбавляется раствор;
- в режимах планового или аварийного расхолаживания РУ при рабо