CC BY
23
-□ □-
Наведена коротка характеристика експлуатацшних i режимних умов роботи тепломехатчного обладнання реакторног установки, а також алгоритм виконання комплексу робт з про-довження термту його експлуатаци. Дослиджено стан украгнськог нормативног бази, необхдног для продовжен-ня ресурсу та управлтня стартням обладнання. Ступть вивченостi вказуе на актуальтсть розробки единих класи-фжацшних ознак нормативного забезпе-чення продовження ресурсу обладнання
Ключовi слова: техтчний стан, тепломехатчне обладнання, залишко-вий ресурс, безпечна експлуатащя, нор-
мативне забезпечення
□-□
Приведена краткая характеристика эксплуатационных и режимных условий работы тепломеханического оборудования реакторной установки, а также алгоритм выполнения комплекса работ по продлению срока его эксплуатации. Исследовано состояние украинской нормативной базы, необходимой для продления ресурса и управления старением данного оборудования. Степень изученности указывает на актуальность разработки единых классификационных признаков нормативного обеспечения продления ресурса оборудования
Ключевые слова: техническое состояние, тепломеханическое оборудование, остаточный ресурс, безопасная эксплуатация, нормативное обеспечение -□ □-
УДК 621.039.58
|DOI: 10.15587/1729-4061.2016.594411
КЛАСИФ1КАЦ1ЙН1 ОЗНАКИ НОРМАТИВНОГО ЗАБЕЗПЕЧЕННЯ З ПРОДОВЖЕННЯ РЕСУРСУ ТЕПЛОМЕХАН1ЧНОГО ОБЛАДНАННЯ АТОМНИХ СТАНЦ1Й
М. £. Пахалович
Директор** E-mail: expert-center@meta.ua
С. О. Кучер
Начальник вщдту* E-mail: kucher0972@ukr.net Ю. П. Левуцький
Начальник вщдту Вщдт мщносп трубопроводiв i арматури ЯУ** E-mail: levutzky@yandex.ua С. П. Малишко Головний спещалют вщдту* E-mail: malyshko.serg@gmail.com М . П . Гиря Кандидат техшчних наук Начальник вщдту електрообладнання АЕС МДП «1нститут проблем управлшня НАН УкраТни» пл. Фейербаха, 10, м. Хармв, УкраТна, 61050 E-mail: m_girya@ukr.net *Вщдт мщносп сосудiв и насоав ЯУ** **ТОВ «Експертно-техшчний центр «ЕНЕРГОРЕСУРС» пр. Лабораторний, 1, м. КиТв, УкраТна, 01133
1. Вступ
Атомна енергетика - одна з найважливших галу-зей економжи Украши. До експлуатаци обладнання на атомних електростанщях (АЕС) передбачаються тдвищет вимоги безпеки, тому що специфжою одер-жання електроенерги на АЕС е використання ядерного палива. Призначений проектом термш експлуатацii енергоблоюв АЕС складае 30 рокiв, для б^ьшосп тех-нологiчного обладнання - 20-30 роюв. Для деяких енергоблоюв АЕС Украiни цей термiн вже закшчився або закiнчуеться найближчим часом. У зв'язку з цим по-стали питання про зняття з експлуатаци енергоблоюв, але на сьогодшшнш день в Укра'Тт вони е економiчно не доцiльними. Для продовження термжв експлуатацii обладнання необхiдно наукове обгрунтування та ввдпо-вiдне нормативне забезпечення з обов'язковим дотри-манням вимог ядершл та радiацiйноi безпеки.
Безпечна експлуатащя АЕС в значнш мiрi зале-жить вiд надiйноi роботи тепломеханiчного обладнання першого контуру, вiдмова якого може привести до аваршно'Т ситуацii або техногенно'Т катастрофи.
До тепломеханiчного обладнання (ТМО) першого контуру енергоблоку АЕС вщносяться: головний цир-куляцiйний трубопровiд (ГЦТ), для енергоблоюв «мало':!» серп - головна затрна засувка (ГЗЗ), трубопроввд зв'язку компенсатору об'ему (КО) з «гарячою» ниткою петлi головного циркуляцшного контуру (ГЦК), го-ловш циркуляцiйнi насоси (ГЦН), компенсатор об'ему (КО), парогенератори ПГ. ГЦТ з'еднуе мiж собою ТМО реакторно'Т установки, утворюючи циркуляцiйний контур i призначений для здшснення циркуляци те-плоноая реактора в парогенератори. Дане обладнання е об'ектами тдвищено'Т небезпеки, тому в« роботи, пов'язанi з його експлуатащею, оцiнкою техшчно-го стану, продовженням термшу експлуатацii або ж
©
е.
зняттям з експлуатаци виконуються у вщповщно-ст1 з нормативними документами (НД) М1шстерства енергетики та вупльно! промисловост 1 Нащональ-но! енергогенеруючо! компани «Енергоатом» Укра!ни (НАЕК «Енергоатом»).
Основною метою НД даних роб1т е тдвищет ви-моги, зумовлет забезпеченням безпечно! 1 надшно! роботи АЕС, а також створення умов, як1 сприяють виконанню цих вимог: тдвищення якост та надшнос-т1, безпека 1 економ1чшсть проведення робГг з ощнки техшчного стану обладнання.
Ощнка техшчного стану та обгрунтування можли-вост1 продовження термшу експлуатаци ТМО необхщ-т для тдтримки безпечного р1вня техшчно! та ядерно! безпеки та розроблення заход1в, що забезпечують продовження термшу безпечно! експлуатаци та недопу-щення аварш обладнання першого контуру енергоб-лоюв АЕС вщповщно до вимог НД [1]. Техшчний стан та залишковий ресурс ТМО, як характеристики його якост1, що визначають здатшсть устаткування вико-нувати необхщш функци 1з заданою надшшстю, необ-хщно перюдично анал1зувати. Це потребуе розробки нових метод1в ощнки стану за рахунок удосконалення нащонально! нормативно! бази з урахуванням особли-востей продовження ресурсу ТМО.
2. Аналiз лкературних даних та постановка задачi
Задача ощнки техшчного стану та прогнозуван-ня залишкового ресурсу обладнання АЕС являеться надзвичайно актуальною по забезпеченню високо! на-дшност1, безпеки та економ1чно! ефективност д1ючих АЕС. Економ1чш втрати в1д неправильно прийня-тих ршень про припинення експлуатаци конкретного енергоблоку АЕС або про необгрунтовашсть продовження призначеного ресурсу його обладнання великГ Тому для висновюв про значення залишкового ресурсу обладнання 1 можливост1 продовження терм1шв його експлуатаци потр1бш розробки нових метод1в анал1зу 1 розрахунюв, що дозволяють в реальних умовах роботи обладнання отримати достов1рш результати та як1 заснован на досконалому нормативному забезпеченнГ На АЕС США 1снуе деюлька р1зних напрямюв з продовження експлуатаци обладнання, що ввдпрацювало свш ресурс та е значна к1льк1сть «б1лих» плям в ш-струкщях 1 правилах 1 спостер1гаеться великий р1з-нобш у застосуваннях шструкцш на р1зних станщях [2], але вс правила забезпечують гарантовану безпеку та оперативну готовшсть обладнання, ресурс якого продовжено [3].
Нормативний шдх1д до продовження термшу служби обладнання АЕС з виконанням вимог безпеки в р1зних кра!нах виявляеться р1зним. Так бврокомь с1я чГгко сформулювала единий тдх1д щодо питання забезпечення ядерно'! безпеки, вироблений сшльно державами бвропейського Союзу (6С), який може гарантувати дотримання суворих стандарт1в в галуз1 ядерно! безпеки. Проанал1зувавши уроки ядерно! ава-ри на АЕС Фукус1ма (Япон1я) 1 прийнявши за основу вимоги безпеки АсощацГ! зах1дноевропейських орга-н1зац1й в галуз1 ядерного регулювання та МАГАТЕ, 6С розробив нову Директиву №2014/87, яка зобов'я-зуе держави-члени 6С створити нац1ональну норма-
тивну базу для ядерно! безпеки ядерних установок, так звану нащональну основу, яка передбачае нащо-нальн1 вимоги до ядерно! безпеки, як1 охоплюють вс1 етапи життевого циклу ядерних установок та систему л1цензування та заборони експлуатаци ядерних установок без лщензи. Володар лщензи п1д контролем компетентного регулюючого органу держави-члена 6С ощнюе систематично 1 регулярно, раз в 10 рок1в, безпеку ядерно! установки. Така ощнка безпеки спря-мована на визначення подальших заход1в з тдвищення безпеки, беручи до уваги питання старшня, досвщ роботи, останш результати досл1джень 1 розробок у м1жнародних стандартах, як1 використовуються в якост1 еталону. [4]. Також дослщжено, що для тепло-мехашчного обладнання енергоблок1в АЕС Рос1! в якост1 НД для виконання комплексного обстеження обладнання [5] або д1агностування техшчного стану, наприклад, беззразковими методами за характеристиками твердост1 застосовуються р1зш методики, 1нструкц1! та правила визначення техшчного стану та залишкового ресурсу, так1 як [6]. В Укра!ш затвер-джена та д1е «Комплексна (зведена) програма шдви-щення р1вня безпеки енергоблок1в атомних станцш», 1снуе концепц1я до вир1шення проблеми продовження ресурсу обладнання, галузев1 стандарти передбача-ють експлуатац1ю понад проектний термш служби окремих вид1в обладнання АЕС. Однак нормативне забезпечення не е досконалим. Про вдосконалення стандарт1в, що стосуються експлуатацшно! безпеки трубопровщних систем та тепломехашчного обладнання, йдеться у [7], про недолжи нормативне забезпечення для ощнки техшчного стану та продовження ресурсу електротехшчного обладнання йдеться у [8]. Рекомендаци щодо удосконалення нащонально! нормативно! бази в частиш продовження термшу експлуатацГ! 1 управлшня старшням енергоблоюв АЕС широко висв1тлен1 у [9].
1снуюч1 стандарти з безпечно! експлуатаци АЕС, серед яких НП 306.2.141-2008, НП 306.2.02/1.004, НП 306.2.099-2004, ПНАЭ Г-7-008-89 та ш., м1стять основш критер1! 1 вимоги до безпеки устаткування АЕС у призначений термш експлуатацГ!, але не регламентують проведення комплексного анал1зу якост1 обладнання, осюльки не враховують змши техшчних характеристик та параметр1в у процес1 його експлуатац1!, р1зну ступшь його зносу через вплив експлуатацшних та режимних умов. Також шнуюче нормативне забезпечення не визначае пе-рел1к технолог1чних параметр1в обладнання, на як1 головним чином впливае штенсившсть стар1ння, не в1дображують науково-техн1чних методик по прове-денню анал1зу стану обладнання для ощнки якост1 та ресурсу, в тому числ1 ТМО, не дозволяе технолопям бути ефективними. Кр1м того, 1снуюч1 НД з ядерно! та рад1ацшно! безпеки передбачають розробку нор-мативно-правових документ1в та акт1в, що м1стять детальн1 техшчш вимоги та критер1!, та не завжди враховують рекомендаци МАГАТЕ, а також рекомендаци м1жнародного проекту ТАС^.
Таким чином, для виршення питань з продовження ресурсу ТМО кнуе реальна необхвдшсть проведення систематизаци та формулювання единих класифжа-цшних ознак 1снуючого нормативного забезпечення, а також формування комплексу НД, до якого увшдуть
документи рiзного рiвня: мiжнароднi, державнi, мiжга-лузевi, галузевi, стандарти, спрямованi на забезпечення ядерно'Т та радiацiйноi безпеки при експлуатацп АЕС.
3. Мета та задачi дослiдження
Основою для проведення аналiзу i класифiкацii шнуючого нормативного забезпечення е накопичений авторами досвщ виконання робiт, спрямованих на про-довження строку експлуатацп i управлiння старiнням ТМО.
Проведенi дослiдження ставили за мету створення единих класифжацшних ознак НД для подальшого наукового обгрунтування методiв оцiнки технiчного стану ТМО та залишкового ресурсу, враховуючи про-цеси його деградацп.
Для досягнення поставлено'Т мети треба:
- проаналiзувати особливост експлуатацii i режи-ми роботи ТМО першого контуру енергоблоку АЕС та провести аналiз iснуючих стандартiв з оцiнки його безпечно'Т експлуатацп та продовження ресурсу;
- запропонувати класифжа-щю нормативного забезпечення для проведення дослщжень об-ладнання за функцiональним призначенням, що дозволить зробити рацюнальний вибiр НД та розробку единих ознак для продовження ресурсу ТМО.
забезпечуе охолодження теплоноая першого контуру до необхвдного рiвня температур у в«х проектних режимах, зазначених в [1]. За критерiями безпеки ТМО вщноситься до системи нормально'Т експлуатацii, важ-ливо'Т для безпеки i до класу 2Н (ГЦН - 2ЗН) вiдносно [1], груш В згщно з [10] та I категорп сейсмостiйкостi вщповщно [11]. Рис. 1 iлюструе приклад розташування ТМО першого контуру енергоблоку АЕС.
Згiдно з НД, при проведенш поточного обслуго-вування i ремонту ТМО проводяться замiри велико' кiлькостi технiчних параметрiв, на основi яких виконуються вiдповiднi ремонти, вщновлення та замiна обладнання. Контроль техшчного стану, як загально'Т характеристики елемента, яка визначаеть-ся поточними значеннями сукупност параметрiв, встановлених техшчною документацiею на обладнання [12], передбачае перевiрку вiдповiдностi зна-чень параметрiв обладнання вимогам нормативного забезпечення.
4. Дослщження та аналiз нормативного забезпечення з продовження ресурсу тепломехашчного обладнання
4. 1. Коротка характеристика призначення та режимних умов роботи ТМО першого контуру енергоблоку АЕС
Практично все тепломеха-шчне обладнання на АЕС знахо-диться в постшнш експлуатацп i його технiчний рiвень шд-тримуеться експлуатацiйними службами шляхом постшного контролю, регулярного прове-дення поточного обслуговуван-ня i ремонту, забезпечуючи виконання необхiдних функцiй.
ГЦН, ГЦТ, ПГ, ГЗЗ i трубопровiд зв'язку КО з «гарячо'Т» ниткою пе^ циркуляцiйного контуру вщ-носяться до обладнання головного циркуляцшного контуру (ГЦК) реакторно'Т установки, яка з'еднуеться мiж собою за допомогою ГЦТ i утворюе чотири петлi або шшть петель (для рiзного типу реакторно'Т установки) з розташованим в центрi реактором. При цьому система ГЦК несе захисну функщю, як система, що забезпечуе циркулящю теплоносiя на вибiгу при рiзних аварiях iз знеструмленням, що дозволяе здшснювати плавний вихiд на режим природно'Т циркуляцп, а ПГ
Рис. 1. Схема розташування ТМО першого контуру енергоблоку АЕС (приклад): 1 - ГЦН-195М; 2 - ГЗЗ; 3 - ПГВ-1000; 4 - компенсатор тиску
При закшченш проектного термшу експлуатацп, зазначеного в паспорт на обладнання, вщповщно до п. 2.1.11 [10], термш експлуатацп ТМО першого контуру енергоблоюв АЕС може бути продовжений на перюд, що перевищуе проектний, на пiдставi техшчного ршення, до якого необхщно додати розрахунки на мщшсть, як пiдтверджують можливiсть продовження термшу служби, та акти обстеження стану металу. Крiм того, повинш бути представлен акти, що тдтвер-джують можливiсть виконання обладнанням сво'х функцiй протягом продовжуваного строку служби iз забезпеченням усiх вимог з ядерно':!, радiацiйноi, тех-нiчноi безпеки.
Зона контролю 2 Зона контролю 1 Основний метал
4. 2. Аналiз шнуючих нацюнальних стандартiв з безпечно!' експлуатаци та продовження ресурсу об-ладнання
Дiючi на даний час нормативш документи з безпечно! експлуатаци обладнання були введет мину-лого сторiччя. До них вщносяться: «Типовий 3mîct технiчного обгрунтування безпеки атомних станцш (ТС ТОБ АС-85)» ПНАЭ Г-1-001-85; «Норми проек-тування сейсмостшких атомних станцш» ПНАЭ Г-5-006-87; «Норми розрахунку на мщшсть обладнання i трубопроводiв атомних енергетичних установок» ПНАЭ Г-7-002-86; «Обладнання та трубопроводи атомних енергетичних установок. Зварювання та на-плавлення. Основнi положення». ПНАЭ Г-7-009-89; «Обладнання та трубопроводи атомних енергетичних установок. Зварнi з'еднання i наплавлення. Правила контролю». ПНАЭ Г-7-010-89; «Загальш положення забезпечення безпеки при зняттГ з експлуатацГ! атомних станцш та дослщницьких ядерних реакторiв» НП 306.2.02/1.004-98 та ш. В даних документах регламен-товано загальш вимоги до обладнання на етапах про-ектування, монтажу, наладки, до умов його експлуатацГ!, оргашзацшш вимоги, спрямоваш на забезпечення ядерно! безпеки при експлуатацГ! обладнання. Осно-воположш принципи, критерп i вимоги забезпечення безпеки даних стандарт1в широко висвГглеш в [7, 8, 13, 14]. KpiM того, в галуз1 стандартизацп технолопчних процеив в енергетищ Укра-!ни е стандарти на процеси, на тдставГ яких здшснюеться техшчне обслуговуван-ня, ремонти, випробування ТМО. Серед них: ушфжоваш методики контролю ос-новних матерГалГв (натвфабрикатГв), звар-них з'еднань i наплавлення обладнання i трубопроводГв АЭУ - ПНАЭ Г-7-015-89, ПНАЭ Г-7-016-89, ПНАЭ Г-7-031-91, «Роз-рахунки та випробування на мщшсть. Термши та визначення основних понять». ДСТУ 2825-94, державш стандарти з на-дшност - «Надшшсть техшки. Експери-ментальне оцшювання. Контроль надш-ностГ Основш положення». ДСТУ 2864-94, «Надшшсть в технщГ МоделГ вщмов. Основш положення». ДСТУ 3433-96 та ш.
Для виконання роби, пов'язаних з продовженням ресурсу ТМО необхщш стандарти нового типу, що враховують комплекс робГт та вщповщають наступ-ним единим ознакам: визначення функ-щонально! придатност обладнання, тоб-то можливГсть виконувати покладеш на нього функци з необхщною яюстю (на-приклад, для ПГ забезпечувати задаш па-раметри на виход1); ощнка статистичних показниюв вщмов i пошкоджень, а також безвщмовна робота м1ж планово-попереджувальни-ми ремонтами, в шшому випадку, експлуатащя обладнання може бути економГчно недощльна; розроб-ка програм техшчного дГагностування обладнання; ощнка техшчного стану за результатами експертно-го обстеження; вщновлювальш роботи i визначення регламенту контролю i профГлактики; визначення залишкового ресурсу ТМО. У вщповщшсть з дш-чими нормативними матерГалами НАЕК Енергоатом
[15-17] процедура продовження термшу експлуатацГ! обладнання проводиться на основГ типових та ро-бочих програм, в яких визначаються послщовшсть i методи визначення техшчного стану та показниюв надшностГ ТиповГ та РобочГ Програми проведення обстеження та ощнки техшчного стану [18-23] роз-робляються для конкретного типу обладнання та включають в себе проведення дГагностичних i кон-трольних випробувань параметрГв, яю визначають старшня обладнання, мГстять критерГ! ощнки стану обстежуваного обладнання, дають рекомендаци про можливГсть подальшо! експлуатацГ! обладнання, що вщпрацювало свш ресурс з урахуванням аспектГв економГчно! вигщностГ таких як його важливГсть, окупшсть витрат на модершзащю або замшу, наяв-шсть запасних частин та ш.
В процес експлуатацГ! ТМО проявляються осо-бливостГ конструкцш i режимГв роботи обладнання. Серед мехашзмГв старшня на перше мГсце виходять циклГчна втома, мехашчний знос та термГчне окрихкш-ня. Тому при розробщ робочих програм необхщно сконцентрувати обсяг контролю i обстеження в мГсцях втоми металу, напружень та типових пошкоджень. Як правило, це мГсця, яю знаходяться в зош зварних з'ед-нань (наплавлення), в мкцях концентрацп напружень корпусах та деталях ТМО (рис. 2).
Зварне з'еднання
Основний метал
Зона контролю 4
Рис. 2. Мюця зварних з'еднань та концентрацп напружень ТМО (приклад)
Проведене обстеження обладнання передбачае роз-робку заход1в [24], що забезпечують шдтримку необ-хщного рГвня техшчно! та ядерно! безпеки як в процесГ всього термшу експлуатацГ!, а також спрямоваш на продовження строку безпечно! експлуатацГ! та недопу-щення аварш ТМО першого контуру енергоблоку АЕС вщповщно до вимог [15].
Розрахункова ощнка залишкового ресурсу ТМО е одшею з основних у комплекс завдань щодо обгрун-
тування продовження термшу служби. Складшсть розрахунюв залишкового ресурсу ТМО енергоблокiв, що перебувають в експлуатацп в даний час, пов'язана перш за все з вщсутшстю повiрочних розрахункiв, що виконувались на стадп проектування обладнання у вщповщносп з розробленими в той час стандартами. Тому в даний час при визначенш залишкового ресурсу доводиться виконувати великий обсяг розрахунюв на пiдставi експериментальних даних, результапв оцш-ки технiчного стану, оцшки мiцностi трубопроводiв з використанням вщповщних програмних комплек-сiв, дозволених ДП НАЕК «Енергоатом», наприклад, «Circle-3D» [25], враховуючи для ТМО змши мехашч-них властивостей металу, стоншення стiнок внаслiдок корозiï, наявнiсть вм'ятин та ш. Крiм того, для ТМО необхщно постiйно проводити аналiз старiння як спе-цифiчний для станцп аналiз безпеки, який враховуе старiння у часi, обмежуе призначений i перепризна-чений термiни служби i поширюеться на системи, конструкцп та елементи, що пiдлягають управлшню старiнням i довгостроковоТ експлуатацiï [26, 27] з щл-лю визначення i встановлення превентивних заходiв мiнiмiзацiï та контролю деградацiï внаслiдок старшня.
Одночасно зазначимо, що аналiз та оцшка iснуючо-го нормативного забезпечення з продовження ресурсу обладнання АЕС на предмет його повноти i достатносп, а також ступеня врахування рекомендацш МАГАТЕ, кнуючого мiжнародного досвiду i практики Державною шспекщею ядерного регулювання Украши виконуеть-ся на постшнш основ^ а результати аналiзу врахову-ються при переглядi або розробщ нових нормативних документiв [9, 28]. Але единих класифжацшних ознак нормативного забезпечення продовження ресурсу об-ладнання на сьогодшшнш день поки що не шнуе.
5. Систематизацiя та класифжащя нормативного забезпечення
Одним з основних принцитв нормативно-правового регулювання в УкраТш е системно-iерархiчний тд-хiд при розробцi i перегляду нормативних докуменпв для АЕС. На практищ цей принцип реалiзуеться за будовою iерархiчноï пiрамiди нормативних докуменпв з ядерноТ та радiацiйноï безпеки (ЯРБ), яка включае в себе документи юлькох рiвнiв [9].
Однак для продовження ресурсу ТМО цей принцип не е однозначним, тому що не регламентуе проведення комплексного аналiзу якоси обладнання, осюльки не враховуе змiни техшчних характеристик та параме-трiв у процес його експлуатацiï пiд впливом старшня (деградацп), а також не мштить комплексу фунда-ментальних та прикладних наукових дослщжень, якi доповнять iснуючi стандарти з безпечноТ експлуатацп АЕС з обов'язковим дотриманням вимог та рекоменда-щй МАГАТЕ.
На сам перед для ТМО першого контуру енергоблоку АЕС це стосуеться механiчних характеристик твердостi металу за результатами, як визначаються за емтрич-ними формулами, наведеними у документ РФ [6], де для перерахунку мехашчних характеристик, добавлено роздiл оцшки похибки, але якш не входить в перелж дозволених для використання в УкраТш експлуатую-чою оргашзащею документiв, про що йдеться також у
статп [9]. Таким чином, сьогодш в Украïнi вiдсутнiй нацюнальний документ, розроблений з урахуванням розвитку прикладних наукових методик та регламенту-ючий питання визначення мехашчних характеристик металу за результатами вимiрювання твердость
При виборi критерпв оцiнки працездатностi ТМО i методiв прогнозування його залишкового ресурсу необхвдно враховувати критерiï граничних сташв ви-значальних параметрiв, що характеризують мехашзм старiння. Такi визначальш параметри навантаження, як швидкостi змши i абсолютш значення темпера-тури i тиску, вiбрацiйнi та сейсмiчнi навантаження, числа циклiв вiдповiдних режимiв, послiдовнiсть ре-жимiв, значення перемщень, параметри середовища е основними критерiями оцiнки технiчного стану при перепризначенш ресурсу ТМО [29]. А циклiчнi навантаження, викликанi нестацiонарними режимами i вь брацiею, е в бшьшосп випадкiв при несуттевому впливi ерозiйно-корозiйного зносу i радiацiйного впливу основними мехашзмами деградацп металу тепломехашчного обладнання та трубопроводiв АЕС [24].
Не менш важливим питанням при проведенш робiт з продовження ресурсу ТМО е збiр даних про стацюнар-нi, перехвдш i аварiйнi режими експлуатацп, циклiч-нi навантаження ТМО першого контуру енергоблоку АЕС, тому що експлуатащя будь-якого обладнання АЕС передбачае вплив на нього великоТ юлькосп рiз-них факторiв, якi викликають попршення у часi його стану, та викликають вщмови, а надiйнiсть АЕС харак-теризуе ïï здатнiсть виробляти електричну енерпю пев-них параметрiв i в заданих режимах експлуатацп [30]. Аналiз експлуатацiйноï надiйностi на етат обстеження обладнання з метою продовження його термшу експлуатацп необхвдний для отримання юльюсшл оцшки поточного рiвня надiйностi обладнання на момент обстеження, порiвняння отриманих значень показниюв надiйностi з заданих у НД, прогнозування надшносп та вибору рацюнальних шляхiв забезпечення та тдви-щення надiйностi обладнання.
Таким чином, проведений аналiз джерел в галузi стандартизацiï технологiчних процесiв в енергетищ УкраТни i за кордоном, включаючи галузевi стандарти, показав, що крiм розробки нових та удосконалення кнуючих стандартiв з вирiшення питань продовження строюв експлуатацiï ТМО, наведеш НД, що застосо-вуються в атомнш енергетицi потребують проведення систематизацп. Структура НД, запропонована для проведення роби з оцiнки технiчного стану та продов-ження ресурсу ТМО показана на рис. 3.
Структура включае три групи стандарпв, яю вхо-дять до нормативного забезпечення з продовження ресурсу ТМО. До першоТ групи входять нормативш документи, дiя яких розповсюджуеться на АЕС та ядерш установки i яю спрямованi на забезпечення ядерноТ та радiацiйноï безпеки АЕС в щлому. Друга група най-бiльш вагома, вона об'еднуе державш стандарти, норми i правила технолопчних процесiв, унiфiкованi методики контролю, включаючи галузевi стандарти, типовi програми, згiдно з якими виконуеться техшчне обслу-говування, випробування, оцшка техшчного стану та прогнозування залишкового ресурсу ТМО. Третя група НД мктить стандарти, що визначають вимоги для ана-лiзу експлуатацштл надшносп обладнання.
Така структура дае можливкть:
Рис. 3. Структура НД для продовження ресурсу ТМО
- розробити едиш норми за вибором фГзичних па-раметрГв, що характеризують техшчний стан облад-нання з урахуванням його деградацп;
- удосконалити методичне забезпечення достовГр-но! оцшки техшчного стану обладнання;
- систематизувати результати проведених обсте-жень та розрахунюв для визначення прогнозного зна-чення залишкового ресурсу.
6. Обговорення результаив розробки структури та формування единих класифiкацiйних ознак нормативного забезпечення з продовження ресурсу обладнання
Перевага запропоновано! структури НД при роз-гляданш питань оцшки техшчного стану та продовження ресурсу обладнання полягае насамперед у чгт-костГ та однозначност обраних напрямюв виконання даних робГт. Стандарти, як наведеш у структур^ не дозволяють повною мГрою оцшити реальний техшч-ний стан обладнання i його залишковий ресурс, але за допомогою подГлу стандартГв на групи стае можливим формування единих класифжацшних ознак, яким мае вщповщати нормативне забезпечення щодо оцшки техшчного стану та продовження ресурсу ТМО.
Наведений вище аналГз Гснуючих НД з оцшки техшчного стану та продовження ресурсу ТМО показуе, що традицшш методи оцшки стану тепломехашчного обладнання, що експлуатуеться на АЕС, передбача-ють, насамперед, виконання робГт з тдтримки його справностГ i працездатностГ, але крГм цього повинш вщповщати таким ознакам:
- визначенню функцюнально! придатност облад-нання;
- оцшки показниюв вщмов i пошкоджень;
- розробки програм техшчного дГагностування та постшного шформацшного контролю стану обладнання;
- оцшки техшчного стану як за результатами експертного обстеження, так i за допомогою науко-во-техшчних методик по проведенню аналГзу стану обладнання з розширенням юлькосп параметрГв, що визначають старшня;
- проведення вщновлювальних робГт та визначення регламенту контролю i профГлактики;
- визначення залишкового ресурсу використову-ючи комплексний тдхщ для визначення чисельного значення прогнозного залишкового ресурсу облад-нання на основ1 оцшки поточного техшчного стану з урахуванням процеав його деградацп.
Таким чином, сформульоваш класифжацшш озна-ки нормативного забезпечення дають можлив1сть при обгрунтуванш подальшо! експлуатацп конкретного обладнання енергоблоку визначити анал1з впливу старшня на довгов1чшсть обладнання за допомогою оцшки техшчного стану та залишкового ресурсу.
7. Висновки
Наведена коротка характеристика експлуатащ-йних i режимних умов роботи тепломехашчного обладнання реакторно! установки, а також алгоритм виконання комплексу робГт з продовження термшу його експлуатацп дозволили виявити необ-хщшсть проведення аналГзу НД, призначених для продовження ресурсу ТМО першого контуру АЕС. В результат проведеного аналГзу та дослГджень сучасних НД з продовження ресурсу ТМО пер-шого контуру енергоблоюв АЕС була розроблена структура НД та сформован едиш класифГкацшш ознаки нормативного забезпечення для подальшого вирГшення проблеми оцшки техшчного стану ТМО АЕС з метою безпечно! експлуатацп та продовження термшГв його ресурсу.
Класифжацшш ознаки нормативного забезпе-чення дозволять провести удосконалення НД для того, щоб:
- виявити або розширити техшчш параметри, що визначають процеси деградацп обладнання з метою обгрунтування методу оцшки його поточного техшч-ного стану;
- виявити взаемозв'язок мГж оцшкою техшчного стану обладнання та його залишковим ресурсом;
- запропонувати метод прогнозування чисельного значення залишкового ресурсу обладнання з ураху-ванням експлуатацшних факторГв;
- створити шженерш програми i провести дослвд-но-виробничГ дослщження тепломехашчного облад-нання на конкретних АЕС з урахуванням удосконале-ного нормативного забезпечення.
Лiтература
1. НП 306.2.141-2008. Загальш положення безпеки атомних станцш [Текст]. - Введ. 08.04.01. - К.: ГКЯР Украины, 2008. - 62 с.
2. Волков, Г. В. Общие вопросы атомной энергетики США. Реструктуризация рынка электроэнергии и ее влияние на эксплуатацию и безопасность [Текст] / Г. В. Волков // ЦНИИатоминформ. - 2000. - № 3.
3. Hall, R. E. Managing the effects of aging and reliability improvement [Text] / R. E. Hall, J. H. Taylor, J. L. Boccio / /Engineering Technology Division, Department of Nuclear Energy, Brookhaven National Laboratory, Upton, New York, USA, 2002.
4. Council Directive 2014/87/EURAT0M of 8 July 2014 amending Directive 2009/71/Euratom of 25 June 2009 establishing a Community framework for the nuclear safety of nuclear installations [Text]. - OJ L219, 2014. - P. 42-52.
5. РД ЭО 0185-00. Методика оценки технического состояния и остаточного ресурса трубопроводов энергоблоков АЭС [Текст]. - Утверждена и введена в действие приказом концерна "Росэнергоатом" от 27.06.2000, № 318
6. РД ЭО 0027-2005. Инструкция по определению характеристик механических свойств металла оборудования атомных электростанций безобразцовыми методами по характеристикам твердости [Текст]. - Руководящий документ.
7. Кипоренко, А. С. Совершенствование нормативного обеспечения эксплуатационной безопасности трубопроводных систем атомных электростанций: монография [Текст] / А. С. Кипоренко. - Харьков: ФЛП Тимченко, 2011. - 126 c.
8.
9.
10.
11.
12.
13.
14.
15.
16.
17.
18.
19.
20.
21.
22.
23.
24.
25.
26.
27.
28.
29.
30.
I
Гиря, М. П. Нормативное обеспечение оценки качества электротехнического оборудования для безопасной эксплуатации АЭС [Текст]: зб. наук. пр. / Р. М. Трищ, Л. М. Штабский, М. П. Гиря, А. С. Кипоренко // Науковий вюник будiвництва. -2012. - Вип. 70. - С. 430-436.
Шугайло, А. П. Рекомендации по совершенствованию национальной нормативной базы в части продления срока эксплуатации и управления старением энергоблоков АЭС Украины [Текст] / А. П. Шугайло, А. П. Шугайло, Д. И. Рыжов, В. Б. Крицкий, С. В. Романов, А. М. Колупаев // Ядерна та радiацiйна безпека. - 2013. - Вип. 3. - С. 3-9. ПНАЭ Г-7-008-89. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок [Текст]. - Утверждены ГАЭН СССР, 1989.
ПНАЭ Г-7-002-86. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок [Текст]. - Утверждены ГАЭН СССР, 1987.
НП 306.2.099-2004. Загальш вимоги до продовження експлуатацй АЕС у понад проектний строк за результатами здшснення перюдично! оцшки безпеки [Текст]. - Затверджеш наказом Держатомрегулювання вщ 26.11.2004, № 181. Трищ, Р. М. Нормативное обеспечение безопасной эксплуатации трубопроводов системы охлаждения активной зоны АЭС [Текст]: зб. наук. пр. / А. С. Кипоренко, Р. М. Трищ, С. М. Полищук // Вюник Нацюнального техшчного ушверситету «Хар-гавський пол^ехшчний шститут». Тематичний випуск: Новi ршення в сучасних технолопях. - 2009. - № 16. - С. 70-80. Трщ, Р. М. Стандартизация розрахунку експлуатацшно! безпеки трубопроводiв атомних електростанцш [Текст] / Г. С. Кшо-ренко, Р. М. Трщ, Б. М. Арпентьев // Вюник Хмельницького нацюнального ушверситету. - 2009. - № 3 (132). - С. 61-65. СОУ НАЕК 080:2014. Довгострокова експлуатащя дтчих енергоблогав АЕС. Загальш положення [Текст]. - Затверджено наказом Президента ДП «НАЕК «Енергоатом» вщ 23.01.2015 № 74.
ПЛ-Д.0.03.126-10 [Текст]. - Положение о порядке продления срока эксплуатации/службы оборудования систем важных для безопасности.
ПМ-Д-0.08.222-14. Типовая программа по управлению старением элементов блока АЭС [Текст]. - Введ. 19.03.15. - К.: НАЭК «Энергоатом» Украины, 2015.
ПМ-Т.0.03.404-14. Типовая программа оценки технического состояния и продления срока эксплуатации главных циркуляционных насосов ГЦН-195М. [Текст]. - Введ. 26.05.15. - К.: НАЭК «Энергоатом» Украины, 2015.
ПМ-Т.0.08.165-05 [Текст]. - Типовая программа оценки технического состояния и переназначения ресурса/срока службы трубопроводов с опорами и подвесками.
ПМ-Т.0.08.164-06 [Текст]. - Типовая программа оценки технического состояния и переназначения ресурса парогенераторов. ПМ-Т.0.08.159-05 [Текст]. - Типовая программа оценки технического состояния и переназначения ресурса/срока службы главных циркуляционных трубопроводов и главных запорных задвижек ЯУ ВВЭР.
ПМ.3.3812.0223 [Текст]. - Рабочая программа оценки технического состояния и переназначения срока эксплуатации главных циркуляционных насосов энергоблока № 3 ЮУ АЭС.
РО.YD.ПМ.112-12 [Текст]. - Рабочая программа оценки технического состояния и продления срока эксплуатации главных циркуляционных насосов реакторного отделения энергоблоков № 1, 2 ОП ЗАЭС.
Скалозубов, В. И. Основы продления эксплуатации АЭС с ВВЭР: монография [Текст] / В. И. Скалозубов, А. А. Ключников, Е. С. Лещетная. - Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, 2011. - 384 с.
СТП 0.41.076-2008 Анализ и оценка безопасности. Порядок использования расчетных кодов для обоснования безопасности ядерных энергетических установок. Методические указания [Текст]. - Введ. 02.12.08. - К.: НАЭК «Энергоатом» Украины, 2008.
Safe long term operation of Nuclear Power Plants. Safety Reports Series No. 57 [Text]. - Vienna: IAEA, 2008. - 33 p. Safety Aspects of Long Term Operation of Water Moderated Reactors. Recommendations on the Scope and Content of Programmers for Safe Long Term Operation. Final Report of the Extrabudgetary Programmer on Safety Aspects Long Term Operation of Water Moderated Reactors [Text]. - IAEA-EBP-SALTO. — Vienna: IAEA, 2007.
TACIS U3.01/06 (UK/TS/38) [Текст]. - Надання тдтримки Державному ком^ету ядерного регулювання Украши в оцшщ впровадження заходiв з тдвищення безпеки та програм управлшня старшням на блоках АЕС.
Ware, A. G. Application of NUREG/CR 5999 Interim Fatigue Curves to Selected Nuclear Power Plant Components [Text] / A. G. Ware, D. K. Morton, M. E. Nitzel. - NUREG/CR - 26660, INTEL - 95/0045, 1995.
ГОСТ 27.003-90. Состав и общие правила задания требований по надежности [Текст]. - Взамен РД 50-650-87; Введ. 01.01.92. - М.: Изд-во стандартов, 1990. - 20 с.
