Некоторые аспекты повторного продления срока эксплуатации реакторной установки с ВВЭР-440 на примере энергоблока № 4 нововоронежской АЭС

24.06.2019 2019 - №02 Aтомные электростанции

В.П. Поваров А.И. Федоров С.Л. Витковский

https://doi.org/10.26583/npe.2019.2.08

Проведение повторной модернизации энергоблока № 4 Нововоронежской АЭС доказало возможность нового подхода к продлению ресурсных характеристик и эксплуатации реакторных установок ВВЭР-440. В статье дан анализ существующих проблем энергоблока с ВВЭР-440 (В-179), показаны возможные пути решения выявленных недостатков, а также конечное состояние обновленного энергоблока. Работы в рамках модернизации позволили существенно расширить спектр проектных аварий с течи теплоносителя первого контура из отверстия условным диаметром 100 мм до максимально возможной, связанной с разрывом главных циркуляционных трубопроводов (ГЦТ) (Ду = 500 мм). Получен уникальный опыт использования систем безопасности энергоблока № 3, окончательно остановленного для подготовки к выводу из эксплуатации, для повышения надежности и дополнительного резервирования систем безопасности блока № 4.

Результаты выполненного комплекса работ показали правильность принятой концепции повторного продления срока эксплуатации энергоблока № 4 и обеспечили соответствие энергоблока современным требованиям безопасности в атомной энергетике, в том числе с точки зрения влияния на безопасность по модели вероятностного анализа безопасности первого уровня (ВАБ-1) для внутренних инициирующих событий.

Ссылки

1. Полувековое обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР в России и за рубежом. / Сборник докладов. – Нововоронежская АЭС, 2014. – 521 с.
2. Овчинников Ф.Я., Семенов В.В. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. – М.: Энергоатомиздат, 1988. – 359 с.
3. НП-096-15. Требования к управлению ресурсом оборудования и трубопроводов атомных станций. Основные положения. – М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2015. – 19 с.
4. Гурович Б.А., Кулешов Е.А., Николаев Ю.А., Штромбах Я.И. Оценка относительного вклада различных механизмов в радиационное охрупчивание материалов корпусов реакторов. Препринт ИАЭ-6025/11. – М.: РНЦ КИ, 1997. – 107 с.
5. Алексеенко Н.Н., Амаев А.Д., Горынин И.В., Николаев В.А. Радиационное охрупчивание стали корпусов водо-водяных реаторов. – М.: Энергоиздат, 1981. – 191 с.
6. Амаев А.Д., Крюков А.М., Неклюдов И.М., Паршин А.М., Платонов П.А., Тихонов А.Н., Хлопкин Н.С., Штромбах Я.И. Радиационная повреждаемость и работоспособность конструкционных материалов. – С-Пб.: Политехника, 1997. – 312 с.
7. Штромбах Я.И., Платонов П.А., Брак Д.Ю., Николаев Ю.А. Обоснование прочности и ресурса корпусов реакторов. // Ежемесячный журнал по атомной энергии России «Росэнергоатом». – 2006. – № 7. – С. 58-59.
8. Ерак Д.Ю. Материаловедческое обоснование эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР за пределами проектного срока службы. Дисс. д-ра техн. наук. – Москва, 2013. – 229 с.
9. Асмолов В.Г., Поваров В.П., Витковский С.Л., Беркович В.Я., Четвериков А.Е., Мозуль И.А., Семченков Ю.М., Суслов А.И. Концепция продления срока эксплуатации энергоблоков с ВВЭР-440 Нововоронежской АЭС. // Теплоэнергетика. – 2014. – № 2. – С. 16-25.
10. НП-017-18. Основные требования к продлению срока эксплуатации блока атомной станции. – М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2018. – 21 с.
11. ПНАЭ Г-7-002-86. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. – М.: Энергоатомиздат, 1989. – 525 с.
12. РД ЭО 0421-02. Методика прогноза прочностных характеристик материала корпуса реактора при дооблучении. – М.: Росэнергоатом, 2012. – 7 с.
13. МТ 1.1.4.02.1204-2017. Расчет на сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов ВВЭР-440 (В-179, В-230) с учетом их отжига при продлении срока эксплуатации до 60 лет. / Методика. – М.: АО «Концерн Росэнергоатом», 2017. – 38 с.
14. Маргулова Т.Х., Мартынова О.Н. Водные режимы тепловых и атомных электростанций. – М.: Высшая школа, 1987. – 318 с.
15. Карзов Г.П., Марголин Б.З., Швецова В.А. Физико-механическое моделирование процессов разрушения. – С-Пб.: Политехника, 1993. – 391 с.
16. Кутепов А.М. Гидродинамика и теплообмен при парообразовании. – М.: Энергоиздат, 1986. – 448 с.
17. МТ 1.1.4.02.1205-2017. Расчет корпусов парогенераторов реакторных установок ВВЭР-440 (В-179, В-230, В-213) на сопротивление хрупкому разрушению при продлении срока эксплуатации до 60 лет. / Методика. – М.: АО «Концерн Росэнергоатом»,2017. – 41 с.
18. НП-001-15. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. – М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2016. – 57 с.
19. НП-026-16. Требования к управляющим системам, важным для безопасности атомных станций. – М.: ФБУ «НТЦ ЯРБ», 2016. – 30 с.

повторное продление срока эксплуатации ВВЭР-440 В-179 флюенс радиационное охрупчивание системы безопасности отжиг корпуса реактора

Ссылка для цитирования статьи: Поваров В.П., Федоров А.И., Витковский С.Л. Некоторые аспекты повторного продления срока эксплуатации реакторной установки с ВВЭР-440 на примере энергоблока № 4 нововоронежской АЭС. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2019. – № 2. – С. 91-104. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2019.2.08 .