Поиск по сайту
Начало >> Книги >> Архивы >> Эксплуатация АЭС

Испытания оборудования в процессе эксплуатации АЭС - Эксплуатация АЭС

Оглавление
Эксплуатация АЭС
Факторы, определяющие безопасность
Требования к безопасности атомных станций
Методы анализа риска от эксплуатации атомных станций
Принципы обеспечения безопасности атомных станций
Безотказность оборудования
Классификация отказов
Факторы, влияющие на долговечность оборудования
Показатели долговечности
Методы определения и прогнозирования ресурса
Живучесть атомных станций
Характеристика ремонтопригодности оборудования
Обеспечение требований к надежности на этапах проектирования, производства, монтажа и наладки
Обеспечение требований к надежности энергоблока АЭС в процессе эксплуатации
Управление надежностью оборудования энергоблока АЭС при эксплуатации
"качество АЭС" и его показатели
Обеспечение качества на всех этапах жизненного цикла АЭС
Управление качеством АЭС
Система сбора, обработки и анализа информации о качестве и надежности
Система эксплуатации
Характеристика системы эксплуатации АЭС
Система технического обслуживания и ремонта на АЭС
Структура и модель процесса эксплуатации
Характеристика отдельных состояний процесса эксплуатации АЭС
Стратегии эксплуатации
Стратегия эксплуатации, ТОиР по состоянию
Стратегия эксплуатации и ТО по состоянию
Виды эксплуатационно-технической документации
Оперативная документация на АЭС
Техническая документация, оформляемая при обслуживании и ремонте
Задачи эксплуатации
Задачи, функции и организационная структура управления эксплуатацией высшего уровня
Типовая организационная структура управления эксплуатацией АЭС
Функции системы управления эксплуатацией АЭС
Виды работ по ТО оборудования
Планирование и организация работ по ТО оборудования АЭС
Регламент ТО оборудования АЭС
Инструкции по эксплуатации
Определение оптимальной периодичности и объема ТОиР
Ремонт оборудования
Контроль качества отремонтированного оборудования и приемка из ремонта
Испытания оборудования в процессе эксплуатации АЭС
Контроль за состоянием металла
Техническое освидетельствование оборудования АЭС
Управление качеством технического обслуживания и ремонта
Программа обеспечения качества при эксплуатации АЭС
Оценка качества ТОиР на АЭС
Управление качеством ТОиР на АЭС
Работа с персоналом по обеспечению безопасной эксплуатации
Оперативно-диспетчерское управление АЭС
Организация работы персонала при проектных и запроектных авариях
Надежность ОП АЭС
Организация эксплуатации оборудования при пуске ЭБ АЭС
Физический и энергетический пуски энергоблока АЭС
Эксплуатация оборудования при пуске и остановке ЭБ АЭС
Правила эксплуатации реакторной установки при работе на мощности
Организация и виды контроля технического состояния
Методы и средства контроля технического состояния
Контроль целостности циркуляционного контура
Контроль статических и динамических характеристик
Методы идентификации оборудования ядерной энергетической установки
Методы диагностирования оборудования ядерной энергетической установки
Автоматизированный контроль технического состояния
Метрологическое обеспечение контроля технического состояния
Физико-химические процессы в контурах ядерной энергетической установки
Требования к материалам первого контура для ЯЭУ с ВВЭР
Требования к водоподготовке и водно-химическому режиму на АО
Способы регулирования качества теплоносителя ЯЭУ
Очистка теплоносителя ЯЭУ
Топливные циклы на АЭС
Транспортно-технологические операции по обращению с топливом на АЭС
Топливная кампания энергоблока АЭС
Процесс перегрузки топлива реакторных установок
Обращение с газообразными радиоактивными отходами
Обращение с жидкими радиоактивными отходами на АЭС
Обращение с твердыми радиоактивными отходами на АЭС
Дезактивация оборудования на АЭС
Принципы построения и структура систем безопасности
Эксплуатация защитных систем безопасности ЭБ с ВВЭР-1000
Эксплуатация защитных систем безопасности энергоблоков с РБМК-1000
Техническое обслуживание защитных систем безопасности ЭБ с РБМК-1000
Эксплуатация обеспечивающих систем безопасности ЭБ АЭС
Организация эксплуатации систем пожаротушения на АЭС
Эксплуатация локализующих систем безопасности энергоблоков АЭС
Эксплуатация управляющих систем безопасности энергоблока АЭС
Материально-техническое обеспечение эксплуатации
Обеспечение безопасности при эксплуатации
Культура безопасности атомных станций
Обеспечение технической безопасности
Обеспечение радиационной безопасности
Обеспечение ядерной безопасности при эксплуатации АЭС
Количественные показатели уровня культуры безопасности
Индикаторы и методика оценки культуры безопасности
Направления научно-технического прогресса в области эксплуатации АЭС

После ввода АЭС в эксплуатацию все основное оборудование становится предметом периодических испытаний и проверок их соответствия требованиям, изначально заложенным в проект. Испытания должны подтвердить, что оборудование находится в работоспособном состоянии и что его проектные характеристики не ухудшились вследствие влияния процессов старения, износа или по другим причинам. В первую очередь контроль осуществляется за состоянием систем, обычно не работающих, но функционирование которых может потребоваться в аварийных ситуациях (например, СБ).
Безопасность при эксплуатации АЭС гарантируется работоспособностью проектных систем безопасности и систем, связанных с безопасностью (важных для безопасности). Однако условия для их срабатывания возникают весьма редко, так как ЭБ АЭС практически постоянно работают в режимах нормальной эксплуатации. По этой причине и по причине их важности с точки зрения безопасности эти системы в процессе эксплуатации АЭС подвергаются периодическим проверкам и испытаниям.  К последним относятся аварийные и технологические защиты, блокировки, контрольно-измерительное оборудование, т.е. системы, контролирующие и обеспечивающие надежную и безопасную эксплуатацию АЭС. Проверки и испытания, проводимые в процессе эксплуатации, позволяют:
гарантировать, что параметры АЭС, включая готовность конкретных систем и оборудования, соответствуют требованиям, установленным для эксплуатации;
обнаружить зарождение отказов или выявить потребность в частом проведении ТО;
гарантировать, что в период между очередными испытаниями и проверками процесс развития любого повреждения не достигнет состояния, приводящего к серьезным последствиям.
Особое внимание при проведении проверок и испытаний обращается на контроль целостности физических барьеров безопасности, контроль готовности СБ и других систем и компонентов, неисправность которых влияет на безопасность атомных станций. Проверка физических барьеров включает в себя контроль герметичности оболочек (КГО) твэлов, испытания на прочность и плотность первого контура теплоносителя, проверку герметичности защитной оболочки и других локализующих систем.
Требования к испытаниям оборудования АЭС в процессе эксплуатации формулируются следующим образом:

  1. условия испытаний должны соответствовать предварительно разработанной и утвержденной процедуре;
  2. следует использовать специальное измерительное оборудование, имеющее необходимые пределы измерения и класс точности;
  3. измеряемые в процессе испытаний параметры должны оставаться в заданных пределах;
  4. должны быть удовлетворены требования безопасности в отношении персонала и оборудования (в частности, путем установки защитных ограждений и т.п.);
  5. должны быть соблюдены сроки проведения испытаний и вестись соответствующая документация и отчеты по ходу выполнения испытаний и по их результатам.

Для каждой системы или компонента оборудования устанавливаются виды и сроки периодических и специальных испытаний. Периодичность и объем проверок и испытаний определяются исходя из: важности данной системы или компонента (узла) с точки зрения обеспечения безопасности;
рекомендаций заводов-изготовителей и данных опыта эксплуатации аналогичных систем, агрегатов, узлов. Данные контроля качества на заводах-изготовителях служат основой для последующих периодических испытаний в процессе эксплуатации;
анализа данных по надежности оборудования, его типа, срока службы, условий ТО и эксплуатации;
сложности проведения испытаний и степени автоматизации средств контроля за состоянием систем и узлов оборудования.
Периодичность и объем конкретных испытаний систем и оборудования энергоблока АО представлены в технологическом регламенте эксплуатации и в ряде НД, в частности в " Правилах устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. ПН АЭ Г-7-008-89". На основе этой документации служба ГИС разрабатывает графики и рабочие программы периодических испытаний всего подлежащего проверкам оборудования и систем энергоблоков АЭС. Любые испытания на АЭС, не предусмотренные технологическим регламентом или инструкциями по эксплуатации систем и оборудования, проводятся по специальным программам и методикам, содержащим обоснования ядерной и радиационной безопасности. Специальные программы испытаний после их разработки на АЭС проходят согласование с Научным руководителем, Главным конструктором, Генеральным проектантом и с ГАН РФ.
В программах испытаний указываются меры безопасности и критерии приемлемости результатов испытаний. Если значения критериев приемлемости не соблюдаются, то система или оборудование признаются неработоспособными. Испытания считаются успешными только в тех случаях, когда они проведены в полном объеме и если характеристики оборудования и систем полностью удовлетворяют проектным и заданным требованиям.
На всех действующих АЭС разрабатываются программы и графики инспекций состояния основного металла и сварных соединений трубопроводов и оборудования, рассчитанные на полный цикл контроля всего основного оборудования и системы безопасности (3,5-5,5 лет).
Отдельные наиболее нагруженные узлы оборудования (в том числе реактора) и участки трубопроводов, доступные для осмотра и контроля, инспектируются ежегодно во время ППР ЭБ.
При нормальной эксплуатации энергоблока АЭС все основное технологическое и вспомогательное оборудование практически постоянно находится в работе (например, ГЦН, турбины и т.д.) и не подвергается периодическим испытаниям. Контроль за исправностью и работоспособностью систем и оборудования, находящегося в работе, осуществляется эксплуатационным персоналом путем анализа рабочих параметров или по показателям систем диагностики.
При выполнении внутренних осмотров и инспекций корпусов, сосудов и внутрикорпусных устройств ядерного реактора требуется повышенное внимание и аккуратность для того, чтобы не допустить попадания во внутренние полости оборудования посторонних предметов, которые при последующей эксплуатации могут вызвать серьезные повреждения оборудования (в том числе оболочек твэлов, трубок ПГ). Поэтому при проведении инспекций и испытаний оборудования особую роль играет качество работ. Программой обеспечения качества при эксплуатации по видам деятельности "Регламентные работы" предусмотрена разработка формализованных процедур по проведению регламентных и специальных испытаний, опробований и проверок оборудования, позволяющих обеспечить правильность подготовки, допуска и выполнения работ с соблюдением требований безопасности.



 
« Шинопроводы в электрических сетях промышленных предприятий   Эксплуатация водохранилищ-охладителей электростанций »
Карта сайта + все метки | Контакты
© Электроэнергетика При перепечатке и цитировании активная гиперссылка на сайт обязательна.