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

Организация и виды контроля технического состояния - 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

КОНТРОЛЬ ТЕХНИЧЕСКОГО СОСТОЯНИЯ ОБОРУДОВАНИЯ АТОМНОЙ СТАНЦИИ
19.1. Организация и виды контроля технического состояния оборудования АЭС
Определение технического состояния оборудования - одна из наиболее сложных задач в области эксплуатации АЭС. Как правило, наиболее трудоемкая часть работы персонала АЭС заключается в выполнении работ по контролю технического состояния оборудования и систем, а также поиску возникающих в них повреждений и отказов.
Техническое состояние при этом понимается как совокупность подверженных изменению в процессе эксплуатации свойств объекта, характеризуемых в определенный момент времени признаками, установленными нормативной документацией на данный объект. Признаками технического состояния могут быть определенные значения количественных и качественных характеристик свойств оборудования и систем АЭС, для которых определены допустимые области существования. Фактические значения этих характеристик определяют техническое состояние объекта. В зависимости от фактических значений признаков различают следующие виды технического состояния оборудования и систем АЭС: исправное, неисправное, работоспособное, неработоспособное, правильное функционирование, неправильное функционирование.
В ядерной энергетике существует достаточно сложная по структуре система контроля технического состояния оборудования и систем. Контроль может осуществляться в следующих условиях: при работе энергоблока АЭС на мощности, на остановленном ЭБ, при специальных видах испытаний и осмотров, при выполнении различных форм ТО, при текущем ремонте, персоналом АЭС, автоматическими и автоматизированными системами. Контроль необходим также при передаче смен персонала.
Контроль технического состояния оборудования и систем АЭС организуется и осуществляется в соответствии с государственными и отраслевыми стандартами, требованиями норм и правил по безопасности, руководящих документов органов государственного надзора и контроля, технологического регламента и инструкций по эксплуатации.
К объекту эксплуатации прилагается эксплуатационная документация, в которой предусматривается периодичность, объем и технология контроля технического состояния, а также применяемые при этом методы и средства. В отдельных случаях могут назначаться дополнительные виды осмотров и испытаний с соответствующими специальными указаниями должностных лиц. После выполнения того или иного вида контроля контролирующее лицо делает запись в эксплуатационной документации.

Схема контроля технического состояния оборудования и систем АЭС
Рис. 19.1. Схема контроля технического состояния оборудования и систем АЭС

Общая схема контроля технического состояния объекта приведена на рис. 19.1. На схеме X - вектор внешних и внутренних факторов (сигналов), действующих на объект контроля; Y - вектор выходных
параметров (сигналов) объекта; Y - результат измерения вектора Y средствами контроля; Z - вектор состояний объекта. При этом объектом контроля будем называть всякий объект, состояние которого подвергается контролю.
Роль контроля теплогидравлических параметров ЯЭУ. Техническое состояние ЯЭУ, как теплового аппарата с ядерным источником тепла, определяется совокупностью подверженных измерению в процессе изготовления, монтажа, наладки и эксплуатации свойств оборудования. При больших возможностях интенсификации ядерно-физических процессов энергонапряженность оборудования ядерной энергетической установки, его работа, рост мощности в конечном счете лимитируются интенсивностью теплогидравлических процессов, протекающих в элементах (объектах) ЭБ. Важная роль при этом отводится контролю теплогидравлических параметров ЯЭУ.
Для нормальной работы ЯЭУ необходимо, чтобы теплотехнические параметры, лимитирующие работоспособность оборудования (т.е, обеспечивающие нормальный теплоотвод без разрушения конструкции), не превышали в любой момент эксплуатации критических значений. К таким параметрам относятся плотность тепловых потоков, температуры материалов и теплоносителя, паросодержание теплоносителя и т.п. Например, некоторые из них для активной зоны: Якр ~ критическая тепловая нагрузка твэла; ддоп - допустимое значение плотности теплового потока, превышение которого связан, но с большими градиентами температур в твэле и разрушающими температурными напряжениями в металлоконструкциях; Тоб.доп - допустимая температура оболочки твэла (внутренней ее поверхности или наружной); Тт.доп - допустимая температура материала топливной композиции; Т - температура насыщения теплоносителя; ф.доп - допустимое значение истинного паросодержания теплоносителя, определяемое условием теплоотвода и нейтронно-физическими аспектами. Прямое измерение лимитирующих параметров связано с большими трудностями. Поэтому в системах контроля и защиты ЯЭУ обычно используются результаты не только прямых, но и косвенных измерений. При косвенных измерениях значение искомого параметра Y определяется расчетом по известной физической зависимости от других параметров, найденных прямыми измерениями.
При организации систем контроля теплогидравлических параметров ЯЭУ измерению подлежат достаточно разнообразные величины, как связанные с лимитирующими параметрами, так и дополнительные, непосредственно не относящиеся к ним, но несущие большую информацию о состоянии элементов оборудования: температура теплоносителя, замедлителя, твэлов, тепловой и биологической защиты, металлоконструкций, корпуса реактора; расход, уровень, давление теплоносителя в различных устройствах первого контура реактора; параметры, определяющие целостность технологических каналов и герметичность оболочек твэлов и т.д. Обязательному контролю подлежат так называемые режимные параметры, под которыми понимаются параметры отдельного канала или реактора, такие, как мощность, расход, давление и температура теплоносителя. Состав и объем системы контроля в значительной степени связан с типом ЯЭУ и конструкцией ее реактора.
В реакторах канального типа имеются наилучшие возможности для контроля теплогидравлических параметров. В связи с тем, что каждый канал практически автономен и доступен для размещения на нем разнообразных первичных преобразователей, возможен как поканальный, так и многоканальный контроль теплогидравлических режимов с измерением всех основных параметров: расхода, давления, паросодержания теплоносителя (т.е. тепловой мощности канала). Имеются условия для контроля параметров твэлов - температуры оболочки и топлива, давления газа внутри оболочки твэла, линейного удлинения оболочки и т.п. Контроль герметичности оболочек твэлов реализуется в канальных реакторах сравнительно просто на каждом канале - по повышению активности теплоносителя. Доступен для измерений и графитовый замедлитель, в котором контролируется температура графита, состав газа - заполнителя графитовой кладки.
Основными контролируемыми параметрами ЯЭУ с канальным реактором являются: температура графита, температура засыпки, температура воды боковой защиты, температура верхней и нижней защиты, давление в реакторном пространстве, целостность технологического канала, коэффициент запаса до кризиса, герметичность оболочек твэлов, температура твэлов термометрической кассеты, расход теплоносителя в технологическом канале, температура на входе в реактор, паросодержание, давление и уровень в барабане-сепараторе, энерговыделение по радиусу и высоте активной зоны.
Особенностью канальных реакторов является разветвленность контура циркуляции теплоносителя, при которой поток теплоносителя разделяется на обособленные потоки, текущие по отдельным каналам, не связанным между собой. Поканальный контроль создает дополнительные возможности для выявления нарушений в реакторе, позволяет определять и регулировать энергонапряженность отдельных каналов, добиваться максимальной тепловой эффективности реактора в целом, а также выявлять повреждения в каналах и твэлах и своевременно заменять поврежденные каналы. Наличие такой системы многоканального контроля не исключает необходимости контроля параметров теплоносителя в других точках контуров, характеризующих работу отдельных элементов оборудования и ЯЭУ в целом.
Реакторы корпусного типа характеризуются тем, что тепло от ТВС отводится общим неразделенным потоком теплоносителя. Параметры таких реакторов, а также состояние оборудования первого контура контролируется по общим показателям: температуре теплоносителя на входе и выходе из реактора, расходу теплоносителя, его давлению в циркуляционном контуре и т.п. Такими основными контролируемыми параметрами ВВЭР являются: температура фланца крышки, корпуса реактора, крепления, сухой защиты, бетона; уровень воды в реакторе; температура теплоносителя на входе в реактор, на входе в активную зону, на выходе из кассет, на выходе из реактора; концентрация борной кислоты на входе в реактор и на входе в активную зону; энерговыделение по высоте и радиусу активной зоны; появление воды в шахте. Непрерывный контроль за состоянием отдельных твэлов или даже кассет затруднителен, в первую очередь, из-за сложности определения покассетного расхода теплоносителя.



 
« 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.